trabajo de prÁcticas - oa.upm.esoa.upm.es/49216/1/tfg_marta_berrios_torres.pdf · • eol o final...

UNIVERSIDAD POLITÉCNICA DE MADRID

ESCUELA TÉCNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES DE MADRID

TRABAJO DE FIN DE GRADO:

SIMULACIÓN DE OPERACIÓN DE UNA CENTRAL NUCLEAR CON EL SIMULADOR GRÁFICO INTERACTIVO: MALFUNCIONES

RELACIONADAS CON EL SISTEMA DE CONDENSADO Y AGUA DE ALIMENTACIÓN

PRINCIPAL EN BOL, MOL Y EOL

AUTORA: MARTA BERRIOS TORRES

TUTORA: CAROLINA AHNERT IGLESIAS

Julio 2017

Departamento de Ingeniería Energética y Fluidomecánica Área de Ingeniería Nuclear

Simulación de malfunciones del Sistema de Condensado y Agua de Alimentación Principal: BOL, MOL, EOL.

Marta Berrios Torres 3

AGRADECIMIENTOS

En primer lugar, me gustaría agradecer al Departamento de Ingeniería Nuclear de la UPM el haberme brindado la oportunidad de hacer mi Trabajo de Fin de Grado en el Simulador Gráfico Interactivo de Zorita (SGIZ) en el aula José-Cabrera.

Agradecer a mi tutora Carolina Ahnert Iglesias el haberme acogido bajo su supervisión y tutela, por toda la ayuda y la confianza que ha depositado en mí.

Del mismo modo, a Marta Penche Alonso, que sin su paciencia y su entusiasmo por el SGIZ habría sido todo un poco más complicado.

No quería dejar de dar las gracias a mi compañera inseparable en estos años universitarios, a mi colega de TFG y amiga para toda la vida: Ana Ruiz Medina.

Y, por último, a mi familia por enseñarme lo mejor que podría aprender: a ser perseverante y trabajadora. No puedo dejar de hacer una mención especial a mi abuelo, que nos dejó este año y esté donde esté, este último esfuerzo está dedicado a él. Porque como él decía: “Nunca dejes de estudiar, dame cultura y te daré libertad, así funciona el mundo.”

AGRADECIMIENTOS

Escuela Técnica Superior Ingenieros Industriales (UPM) 4



RESUMEN

En el presente Trabajo de Fin de Grado se determina la influencia de la condición de vida del combustible en la evolución de una central nuclear de tipo PWR1 tras producirse malfunciones relacionadas con el sistema de condensado y agua de alimentación principal.

Para ello se emplea el Simulador Gráfico Interactivo de Zorita (SGIZ), que fue desarrollado por Tecnatom S.A. y donado por Unión Fenosa al Departamento de Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Madrid en el 2006. Esta herramienta es particularmente útil tanto a nivel didáctico como de investigación, ya que la facilidad de repetición y graficación permite al usuario el análisis detallado de transitorios, focalizando su actuación en los parámetros que reflejan más claramente la evolución de los fenómenos físicos.

En el marco de gestión y prevención de accidentes, el análisis de accidentes simulados juega un papel fundamental ya que prevén, corrigen y aumentan la seguridad, mejorando, además, la formación del personal. El accidente que marcó un antes y un después en la seguridad nuclear y que es, sin ninguna duda, el precursor de la forma en la que actualmente se forma a los operadores de las centrales nucleares es el producido en el año 1979 conocido como accidente de TMI, clasificado de nivel 5 dentro de la escala INES.

En el SGIZ se instalaron en noviembre de 2015 nuevas condiciones iniciales que permiten establecer el tiempo de vida del combustible. Estas condiciones de vida del combustible son tres:

• BOL o principio de vida del combustible, que corresponde al combustible fresco. • MOL o mitad de vida del combustible. • EOL o final de vida del combustible, que corresponde al combustible gastado y

listo para ser extraído en el proceso de recarga.

Por tanto, este Trabajo de Fin de Grado viene motivado por el accidente de TMI, ya que se estudian malfunciones relacionadas con las que tuvieron lugar en él y el empleo de las nuevas posibilidades del SGIZ.

Cada una de las seis simulaciones que conforman parte importante de este Trabajo se ha realizado entre siete y doce veces ya que es necesario que el usuario siga la siguiente metodología en las mismas:

• Familiarización, en cada una de las malfunciones, con el seguimiento de los Procedimientos de Operación de Emergencia que están desarrollados para proporcionar instrucciones de recuperación de la central en caso de accidente.

• Detección y recopilación de alarmas. • Recopilación de datos. • Tratamiento y análisis de datos.

Con las dos malfunciones estudiadas se hace un barrido de las posibles situaciones que pueden tener lugar en el circuito de condensado y agua de alimentación principal ya que

1 De un solo lazo de refrigeración.

RESUMEN


se han elegido dos casos extremos. Aunque, según la escala INES, ambas quedan clasificadas como sucesos de tipo 1.

Por una parte, el disparo de una bomba de condensado como uno de los accidentes más simples y, por otro lado, una rotura no aislable de agua de alimentación como uno de los accidentes más graves que pueden tener lugar en este sistema. Esta diferencia también se ve reflejada en la cantidad de acciones ejecutadas por el operador, así como también, en el estrés al que este se ve sometido. La recopilación de alarmas para cada transitorio permitiría a un futuro operador identificar rápidamente la malfunción ante la que se encuentra.

Este estudio conduce a una clara conclusión: los accidentes no resultan ser lo suficientemente severos2 como para que el calor residual llegue a influir sobre la gestión y evolución de la central. Es decir, el momento de vida del combustible es indiferente ante algún tipo de malfunción como las estudiadas.

Es importante tener presente la responsabilidad social y profesional de la práctica de la ingeniería ya que se debe tener en cuenta que las acciones o decisiones tomadas influyen notablemente en el desarrollo sostenible de la sociedad. De este modo, en este TFG se estudian las contribuciones positivas a nivel social, económico y medioambiental de la energía nuclear en concreto y de la ciencia y tecnología nuclear en general. Para ello, se seleccionan los ODS que ayuda a cumplir, el resultado final de este estudio es que contribuye de forma positiva a seis de los diecisiete ODS. Otra de las consideraciones que se deben tener en cuenta es la contribución positiva de la energía nuclear en acuerdos contra el cambio climático de carácter vinculante como el COP21.

En cuanto a la planificación temporal, se elabora una EDP con cinco paquetes de trabajo de primer nivel y un diagrama de Gantt en el que se muestra que el Trabajo comienza el día 23/01/17 y finaliza el día 11/07/17, es decir, tiene una duración de 122 días o, aproximadamente, de 6 meses, lo que hace un total de 366 h.

El presupuesto final de este Trabajo de Fin de Grado es de CINCO MIL NOVECIENTOS SETENTA Y CUATRO EUROS CON TREINTA Y OCHO CÉNTIMOS DE EURO.

Palabras clave

Energía Nuclear; Pruebas Nucleares; Central Nuclear José Cabrera; Zorita; Simulación de Accidentes; SGI; TMI; Three Mile Island; BOL; MOL, EOL.

Código UNESCO 332006 (Pruebas Nucleares)

2 En otro de los Trabajos llevados a cabo en el SGIZ se concluye que la condición de vida del combustible influye en la evolución de la central en el caso de producirse un LOCA suficientemente severo.



ÍNDICE

AGRADECIMIENTOS 3

RESUMEN 5

ÍNDICE DE TABLAS 9

ÍNDICE DE IMAGENES 9

ÍNDICE DE GRÁFICAS 10

CAPÍTULO 1: INTRODUCCIÓN 13

1.1. INTRODUCCIÓN 13

1.2. OBJETIVOS DEL TRABAJO 14

1.3. METODOLOGÍA 15

CAPÍTULO 2: LA CENTRAL NUCLEAR Y EL SGIZ 17


2.2. LA CENTRAL NUCLEAR JOSÉ CABRERA-ZORITA 17

2.3. EL SIMULADOR GRÁFICO INTERACTIVO DE ZORITA (SGIZ) 20

2.4. FUNCIONAMIENTO DEL SIMULADOR 21

2.5. SISTEMAS DE LA CENTRAL 23

CAPÍTULO 3: EL ACCIDENTE DE THREE MILE ISLAND 35


3.2. ACCIDENTE DE THREE MILE ISLAND 35

CAPÍTULO 4: SIMULACIÓN DE LOS ACCIDENTES 41


4.2. MALFUNCIÓN 1: DISPARO BOMBA DE CONDENSADO A. 42 4.2.1. CRONOLOGÍA DEL ACCIDENTE 42 4.2.2. ACTUACIONES DEL OPERADOR 44 4.2.3. ANÁLISIS DE LA SIMULACIÓN 45

4.2.3.1. BOL 45

ÍNDICES


4.2.3.2. MOL 52 4.2.3.2. EOL 55

4.3. MALFUNCIÓN 2: ROTURA NO AISLABLE DE AGUA DE ALIMENTACIÓN 59

4.3.1. CRONOLOGÍA DEL ACCIDENTE 59 4.3.2. ACTUACIONES DEL OPERADOR 60 4.3.3. ANÁLISIS DEL ACCIDENTE 62

4.2.3.1. BOL 62 4.2.3.2. MOL 69 4.2.3.3. EOL 75

CAPÍTULO 5: CONCLUSIONES, LÍNEAS FUTURAS Y RESPONSABILIDAD SOCIAL 81


5.2. MALFUNCIÓN 1: DISPARO DE LA BOMBA DE CONDENSADO A 81

5.3. MALFUNCIÓN 2: ROTURA NO AISLABLE DE AGUA DE ALIMENTACIÓN 84

5.4. CONCLUSIONES CONJUNTAS 86

5.5. LÍNEAS FUTURAS 87

5.6. RESPONSABILIDAD SOCIAL 87

CAPÍTULO 6: PLANIFICACIÓN TEMPORAL Y PRESUPUESTO 89


6.2. PLANIFICACIÓN TEMPORAL 89 6.2.1. ESTRUCTURA DE DESCOMPONSICIÓN DEL PROYECTO 89 6.2.2. DIAGRAMA DE GANTT 90

6.3. PRESUPUESTO 92

BIBLIOGRAFÍA 95

ABREVIATURAS 97

GLOSARIO 99

ANEXO A: ESCALA INTERNACIONAL DE SUCESOS NUCLEARES Y RADIOLÓGICOS (INES) 101

ANEXO B: PROCEDIMIENTO DE OPERACIÓN DE EMERGENCIA (POE) 105



ANEXO C: SEGUIMIENTO DEL POE. MALFUNCIÓN 1: DISPARO BOMBA DE CONDENSADO A. 107

ANEXO D: SEGUIMIENTO DEL POE. MALFUNCIÓN 2: ROTURA NO AISLABLE DE AGUA DE ALIMENTACIÓN 111

ÍNDICE DE TABLAS Tabla 1. Datos técnicos de la central nuclear José Cabrera. Fuente: Documentación

SGIZ. ...................................................................................................................... 19 Tabla 2. Datos característicos de centrales LWR. Fuente: Asignatura CCNN. ............. 19 Tabla 3. Factores de operación de la central José Cabrera. Fuente: Asignatura CCNN. 20 Tabla 4. Pantallas del SGIZ. Fuente: Elaboración propia. ............................................. 24 Tabla 5. Valores característicos de las condiciones iniciales empleadas. Fuente: SGIZ.

................................................................................................................................ 41 Tabla 6. Cronología de alarmas de la malfunción 1. Fuente: Elaboración propia. ........ 43 Tabla 7. Primeras alarmas tras el disparo de la bomba de condensado A. Fuente:

Elaboración propia. ................................................................................................. 45 Tabla 8. Cronología de alarmas de la malfunción 2. Fuente: Propia.............................. 59 Tabla 9. Cronología de alarmas de la malfunción 2. Continuación. Fuente: Propia. ..... 60 Tabla 10. Planificación del Trabajo. Fuente: Elaboración propia. ................................. 90 Tabla 11. Presupuesto de elaboración del Trabajo de Fin de Grado. Fuente: Elaboración

propia. ..................................................................................................................... 92 Tabla 12. Criterios de clasificación de la gravedad para la degradación de la defensa en

profundidad SIN INICIADOR real. Fuente: Escala INES. Apuntes Carolina Ahnert. .................................................................................................................. 104

Tabla 13. Criterios de clasificación de la gravedad para la degradación de la defensa en profundidad CON INICIADOR real. Fuente: Escala INES. Apuntes Carolina Ahnert. .................................................................................................................. 104

Tabla 14. Elección de colores para el seguimiento del POE. Fuente: Propia............... 107

ÍNDICE DE IMAGENES Imagen 1. Situación de la central nuclear José Cabrera. Fuente: Google Earth. ............ 17 Imagen 2. Vista aérea central nuclear José Cabrera. Fuente: ENRESA......................... 18 Imagen 3. Aula José Cabrera. Fuente: Propia. ............................................................... 20 Imagen 4. Pantalla de alarmas. Fuente: SGIZ. ............................................................... 22 Imagen 5. Panel de malfunciones específicas. Fuente: SGIZ......................................... 22 Imagen 6. Pantalla NSSS-SI-AFW. Fuente: SGIZ. ........................................................ 26 Imagen 7. Pantalla CD-FW. Fuente: SGIZ. ................................................................... 27 Imagen 8. Pantalla RHR-CH. Fuente: SGIZ. ................................................................. 28 Imagen 9. Pantalla SI-RWST-BD. Fuente: SGIZ. ......................................................... 30 Imagen 10. Pantalla GE-GD. Fuente: SGIZ. .................................................................. 31 Imagen 11. Pantalla ESW. Fuente: SGIZ. ...................................................................... 32 Imagen 12. Pantalla NIS. Fuente: SGIZ. ........................................................................ 33 Imagen 13. Fase 1 del accidente TMI. Fuente: Introduction to Nuclear Power. ............ 36

ÍNDICES


Imagen 14. Fase 5 del accidente TMI. Fuente: Introduction to Nuclear Power. ............ 38 Imagen 15. Fase 7 del accidente TMI. Fuente: Introduction to Nuclear Power. ............ 39 Imagen 16. Condiciones iniciales relacionadas con las condiciones de vida del

combustible. Fuente: SGIZ. .................................................................................... 41 Imagen 17. Situación bomba de condensado A en el CD-FW. Fuente: SGIZ. .............. 42 Imagen 18. Elección de la malfunción: Disparo bomba de condensado A. Fuente: SGIZ.

................................................................................................................................ 42 Imagen 19. Situación final del NSSS-SI-AFW en BOL. Fuente: SGIZ. ....................... 51 Imagen 20. Elección de la malfunción: Rotura no aislable de agua de alimentación.

Fuente: SGIZ. ......................................................................................................... 59 Imagen 21. Situación final del NSSS-SI-AFW en BOL. Fuente: SGIZ. ....................... 69 Imagen 22. EDP del Trabajo. Fuente: Elaboración propia. ............................................ 89 Imagen 23. Diagrama de Gantt. Fuente: Elaboración propia a través de Project

Professional. ........................................................................................................... 91 Imagen 24. Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos (INES). Fuente:

CSN. ..................................................................................................................... 101 Imagen 25. Relación entre estados de operación de la central y procedimientos. Fuente:

SNE. ...................................................................................................................... 105

ÍNDICE DE GRÁFICAS Gráfica 1. Ejemplo de gráfica generada por el SGIZ. Fuente: SGIZ. ............................ 23 Gráfica 2. Potencia Nuclear en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ............................ 46 Gráfica 3. Fracción de Huecos en el Núcleo en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .. 47 Gráfica 4. Caudal al Generador de Vapor en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ...... 48 Gráfica 5. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en BOL. Fuente:

Adaptación del SGIZ. ............................................................................................. 49 Gráfica 6. Temperatura Media en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ......................... 50 Gráfica 7. Nivel en el Presionador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ................... 50 Gráfica 8. Presión en el Presionador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .............. 51 Gráfica 9. Potencia Nuclear en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ........................... 52 Gráfica 10. Fracción de Huecos en el Núcleo en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. 52 Gráfica 11. Caudal al Generador de Vapor en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ... 53 Gráfica 12. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en MOL.

Fuente: Adaptación del SGIZ. ................................................................................ 53 Gráfica 13. Temperatura Media en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ..................... 54 Gráfica 14. Nivel en el Presionador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ............... 54 Gráfica 15. Presión en el Presionador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ............. 55 Gráfica 16. Potencia Nuclear en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .......................... 55 Gráfica 17. Fracción de Huecos en el Núcleo en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. 56 Gráfica 18. Caudal al Generador de Vapor en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ..... 56 Gráfica 19. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en MOL.

Fuente: Adaptación del SGIZ. ................................................................................ 57 Gráfica 20. Temperatura Media en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ...................... 57 Gráfica 21. Nivel en el Presionador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ................ 58 Gráfica 22. Presión en el Presionador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ............. 58 Gráfica 23. Potencia Nuclear en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .......................... 63 Gráfica 24. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en BOL. Fuente:

Adaptación del SGIZ. ............................................................................................. 63 Gráfica 25. Caudal Tobera Superior del GV en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .. 64



Gráfica 26. Caudal Descarga Motobombas AFW en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ...................................................................................................................... 65

Gráfica 27. Presión en el GV en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .......................... 65 Gráfica 28. Caudal de Carga en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .......................... 66 Gráfica 29. Nivel en el Presionador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ................. 67 Gráfica 30. Presión en el Presionador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ............ 67 Gráfica 31. Nivel en el Acumulador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ............... 68 Gráfica 32. Temperatura Media en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ....................... 68 Gráfica 33. Potencia Nuclear en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ......................... 69 Gráfica 34. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en MOL.

Fuente: Adaptación del SGIZ. ................................................................................ 70 Gráfica 35. Caudal Tobera Superior del GV en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. . 70 Gráfica 36. Caudal Descarga Motobombas AFW en MOL. Fuente: Adaptación del

SGIZ. ...................................................................................................................... 71 Gráfica 37. Presión en el GV en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ......................... 71 Gráfica 38. Caudal de Carga en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .......................... 72 Gráfica 39. Nivel en el Presionador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ............... 73 Gráfica 40. Presión en el Presionador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ............. 73 Gráfica 41. Nivel en el Acumulador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .............. 74 Gráfica 42. Temperatura Media en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ..................... 74 Gráfica 43. Potencia Nuclear en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .......................... 75 Gráfica 44. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en EOL. Fuente:

Adaptación del SGIZ. ............................................................................................. 75 Gráfica 45. Caudal Tobera Superior del GV en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .. 76 Gráfica 46. Caudal Descarga Motobombas AFW en EOL. Fuente: Adaptación del

SGIZ. ...................................................................................................................... 76 Gráfica 47. Presión en el GV en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. .......................... 77 Gráfica 48. Caudal de Carga en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ........................... 78 Gráfica 49. Nivel en el Presionador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ................ 78 Gráfica 50. Presión en el Presionador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ............. 79 Gráfica 51. Nivel en el Acumulador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ............... 79 Gráfica 52. Temperatura Media en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ...................... 80 Gráfica 53. Potencia Nuclear en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ... 81 Gráfica 54. Caudal al GV en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ......... 82 Gráfica 55. Nivel de Rango Estrecho del GV en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación

del SGIZ. ................................................................................................................ 83 Gráfica 56. Temperatura Media en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. 83 Gráfica 57. Potencia Nuclear en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ... 84 Gráfica 58. Presión en el GV en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ. ... 85 Gráfica 59. Nivel en el Presionador en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del

SGIZ. ...................................................................................................................... 85 Gráfica 60. Presión en el Presionador en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del

SGIZ. ...................................................................................................................... 86

ÍNDICES




CAPÍTULO 1: INTRODUCCIÓN

Contenido

Introducción Objetivos del proyecto Metodología

1.1. INTRODUCCIÓN

La energía nuclear es la energía que se encuentra contenida en el núcleo de un átomo, es la que hace que los neutrones y protones permanezcan unidos. Para obtener parte de esta energía se pueden llevar a cabo dos tipos de reacciones: fusión o fisión nuclear. En ambos casos, los átomos sufren una ligera pérdida de masa, conocida como defecto de masa. El equivalente energético de esta masa perdida3 es la energía de ligadura, es decir, cuando se produce una reacción de este tipo se emite una gran cantidad de energía calorífica. Esta energía es empleada de forma convencional para la producción de electricidad. Sin embargo, la tecnología nuclear tiene otras muchas aplicaciones en otros campos diferentes al de la generación eléctrica como son la medicina, la minería, la industria o, incluso, el arte.

En el caso de la fusión nuclear se pasa de dos átomos ligeros (2H1 + 3H1) a un átomo más pesado al fusionarse o combinarse los núcleos de los átomos. En la fisión nuclear se produce la reacción opuesta, el núcleo de un átomo pesado (235U) captura un neutrón incidente y se divide en dos o más núcleos de átomos más ligeros que son los llamados productos de fisión. Además, en el proceso de fisión nuclear se emiten neutrones, rayos gamma y una gran cantidad de energía.

Los beneficios de esta fuente de energía son muy diversos:

• Garantiza el abastecimiento eléctrico y produce electricidad de forma constante con precios estables y predecibles.

• Garantiza la fiabilidad en el combustible, ya que el uranio es muy abundante en la naturaleza, no tiene otro uso y proviene de países geopolíticamente estables.

• Proporciona estabilidad en el funcionamiento del sistema eléctrico asegurando la independencia energética de un país.

• No emite gases de efecto invernadero en su operación. En el año 2016, el parque nuclear mundial evitó la emisión de 2.000 millones de toneladas de CO2, lo que equivale el 6,5% del total mundial. Con lo que ayuda a cumplir acuerdos contra el cambio climático como el COP21.

• Crea empleo e impulsa la economía. En la Unión Europea el sector nuclear generó 800.000 puesto de trabajo cualificados y 70.000 millones de euros de facturación anual.

• Fomenta la innovación. Proyectos como ITER cuyo objetivo es determinar la viabilidad tecnológica y económica de la fusión nuclear por confinamiento

3 Albert Einstein descubrió en el 1905 la equivalencia entre la masa y la energía a escala nuclear: E=mc2

1. INTRODUCCIÓN


magnético para la generación eléctrica demuestran que el sector nuclear trata de desarrollar nuevas tecnologías de manera constante.

Según el Organismo Internacional de Energía Atómica de Naciones Unidas actualmente se encuentran en operación 448 reactores que producen cerca del 11,5% de la electricidad mundial. Además, se refleja en este informe que existen 61 unidades más en construcción4 en países como China, India, Rusia, Corea del Sur, Finlandia o Francia.

Sin embargo, existe un rechazo generalizado hacia este tipo de energía que nace principalmente de accidente como el de Chernóbil en el 1986 o el de Fukushima en el 2011. Tanto es así que países como Alemania o Suiza abogaron por el cese de operación de sus centrales nucleares en 2011, coincidiendo con el último accidente mencionado.

Queda patente, por tanto, que los accidentes en centrales nucleares tienen un papel muy importante en cómo la sociedad percibe este tipo de energía y en las decisiones que se toman a nivel institucional.

Todo esto hace que en la actualidad la actividad nuclear invierta todos sus esfuerzos en la operación segura de sus instalaciones. El criterio que prevalece sobre todos los demás es la seguridad en todas sus fases: diseño, construcción, operación, desmantelamiento y clausura. Buscando en todo momento proteger a los trabajadores, la población y al medio ambiente contra los efectos de eventuales emisiones de radiación.

Por esta razón, todas las centrales nucleares en operación o en fase de desmantelamiento cuentan con diversos sistemas de seguridad que deben cumplir normas muy estrictas. Además, existen procedimiento para la gestión de accidentes que determinan las acciones que se deben tomar para llevar la central a una situación segura y mitigar las consecuencias del mismo.

En el marco de gestión y prevención de accidentes, el análisis de accidentes simulados juega un papel fundamental ya que prevén, corrigen y aumentan la seguridad, mejorando además la formación del personal.

1.2. OBJETIVOS DEL TRABAJO

El accidente que marcó un antes y un después en la seguridad nuclear y que es, sin ninguna duda, el precursor de la forma en la que actualmente se forma a los operadores de las centrales nucleares es el producido en el 1979 conocido como accidente de TMI, clasificado de nivel 5 dentro de la escala INES.

En este accidente se produjeron diversos problemas en el sistema de condensado y agua de alimentación principal. La gestión del accidente por parte del personal de la central no fue correcta, llegando incluso a agravar la situación que acabó con la fusión del núcleo.

Por otra parte, en el SGIZ se instalaron en noviembre de 2015 nuevas condiciones iniciales que permiten establecer el tiempo de vida del combustible. Estas condiciones de vida del combustible son tres. El inicio de vida o BOL que se refiere al combustible fresco, es decir, el inicio del ciclo de combustible tras la recarga del núcleo del reactor. La condición de final de vida o EOL se refiere al fin de la vida del combustible, es decir, el combustible ya está gastado y listo para ser extraído en el proceso de recarga. Entre estas dos situaciones extremas se encuentra la condición de mitad de vida o MOL.

4 Asamblea General de las Naciones Unidas: http://www.un.org/es/ga/62/plenary/iaea_report/bkg.shtml



En el presente Trabajo se simula y analiza dos malfunciones relacionadas con el sistema condensado y agua de alimentación principal en los tres momentos de vida nombrados.

En definitiva, se busca conocer las diferencias en la gestión y evolución de la central dependiendo del momento de vida del combustible.

Por lo que los objetivos son:

• Desarrollar conocimientos en detalle sobre el funcionamiento y el manejo del SGIZ a nivel teórico y práctico.

• Afianzar los conocimientos previos sobre la tecnología y procesos que tienen lugar en una central nuclear de tecnología PWR.

• Desarrollar la capacidad de gestionar cualquier tipo de accidente siguiendo las instrucciones de los distintos POE disponibles.

• Desarrollar la capacidad de análisis de transitorios en centrales nucleares.

1.3. METODOLOGÍA

Para poder realizar y analizar las seis simulaciones que componen el Trabajo y que permitirán cumplir los objetivos se siguen los siguientes pasos:

• Asimilación del funcionamiento de una central nuclear de producción de potencia, en concreto la de Zorita.

• Asimilación del funcionamiento del SGIZ.

• Entrenamiento en el SGIZ con el empleo de los distintos POE.

• Simulación de las malfunciones bajo las distintas condiciones de vida en diversas ocasiones ya que es necesario:

o Familiarización con el seguimiento de los POE empleados en cada malfunción.

o Detección y recopilación de alarmas.

o Recopilación de datos.

o Tratamiento de datos.

• Análisis de las simulaciones.

1. INTRODUCCIÓN




CAPÍTULO 2: LA CENTRAL NUCLEAR Y EL SGIZ

Contenido

Introducción La central nuclear José Cabrera-Zorita Simulador Gráfico Interactivo de Zorita (SGIZ) Funcionamiento del simulador Sistemas de la central Gestión de residuos

2.1. INTRODUCCIÓN

Con el objetivo de comprender mejor las simulaciones presentes en este Trabajo se explican en este capítulo las características generales de la central nuclear de la que proviene el simulador y la situación de la misma. También se ofrece una descripción del propio simulador y la explicación de los sistemas de la central a través del simulador, ya que resulta más ilustrativo.

2.2. LA CENTRAL NUCLEAR JOSÉ CABRERA-ZORITA

El simulador empleado en este Trabajo pertenece a la central nuclear que recibe el nombre de José Cabrera, pero es más conocida con el nombre del lugar en el que está situada, Zorita en la provincia de Guadalajara. El emplazamiento fue delicadamente elegido por la abundancia de agua en las inmediaciones ya que se sitúa próxima al paso del río Tajo, más concretamente al embalse de Zorita el que actúa como foco frío externo. Otros de los factores importantes en la elección del emplazamiento son las condiciones geotécnicas del terreno y la buena accesibilidad.

Imagen 1. Situación de la central nuclear José Cabrera. Fuente: Google Earth.

El 17 de julio de 1968 se pone en marcha la central, convirtiéndose en la primera central nuclear de España marcando un hito en la industria nuclear de nuestro país. Perteneció a la actual Unión Fenosa y su construcción comenzó tan solo 9 años después de la

2. LA CENTRAL NUCLEAR Y EL SGIZ


inauguración de la primera central nuclear de producción eléctrica del mundo, la central nuclear de Óbninsk en Rusia.

Imagen 2. Vista aérea central nuclear José Cabrera. Fuente: ENRESA.

En cuanto a la vida útil, fue diseñada para que esta fuese de 35 años, sin embargo, las mejoras introducidas por un ambicioso programa de actualización de la central entre 1982 y 1985 permitieron que esta se alargase. Durante su operación, evitó la emisión de 32,37 millones de toneladas de CO2 a la atmósfera y sumó una producción total de 36.515 millones de kilovatios hora, equivalente al consumo eléctrico anual de 25 provincias como Guadalajara. Por otro lado, la central ha proporcionado empleo a 300 trabajadores de forma directa y 6.000 indirectamente. Finalmente, el 30 de abril de 2006 cesó su actividad y aún en la actualidad se encuentra en proceso de desmantelamiento.

Tras la fase de preparación del desmantelamiento en abril de 2009 la titularidad de la central pasó a manos de ENRESA que se encarga de la fase de desmantelamiento y clausura. Desde el comienzo del desmantelamiento hasta 20014 la masa total de materiales generada es de 9.000 t, de las que 6.000 t corresponden a material convencional, 2.000 t a residuos radiactivos y 1.000 t a material desclasificable.

El plan de desmantelamiento ha marcado varios hitos importantes en los últimos años. En 2014, se extrajo la vasija del reactor de su cavidad original. A finales del 2015, el desmantelamiento se encuentra realizado al 70%.

El ciclo del combustible en el caso de las centrales nucleares españolas se lleva a cabo de forma cerrada, por tanto, el proceso de desmantelamiento seguido consiste en el almacenaje de los elementos combustibles gastados en un Almacén Temporal Individualizado (ATI), el sistema elegido el HI-STORM 100. Tras esto serán evacuados al Almacén Temporal Centralizado (ATC) que aún es un proyecto en Villar de las Cañas en Cuenca, donde permanecerán al menos 60 años. Por último, tras pasar al ATC irán al Almacenamiento Geológico Profundo (AGP).

La central consta de un Sistema Nuclear de Generación de Vapor, de diseño y suministro de Westinghouse Electric, formado por un reactor de agua ligera a presión (PWR) de 510 MW de potencia térmica, un circuito cerrado de refrigeración y un grupo turbina-generador cuya potencia eléctrica es de 160MW. A estos sistemas hay que añadirles,



todos los Sistemas Auxiliares y de Seguridad necesarios para la operación eficaz y segura de la central.

Se muestra en la Tabla 1 una recopilación de los datos expuestos sobre la central a lo largo del texto.

Propiedad Tipo Potencia térmica

Potencia eléctrica

Potencia total producida Refrigeración

Unión Fenosa Generación PWR 510MWt 160MW 36.515 MW/h Mixta: embalse Zorita-

torres de refrigeración

Tabla 1. Datos técnicos de la central nuclear José Cabrera. Fuente: Documentación SGIZ.

La tecnología PWR fue originalmente desarrollada para la propulsión a los submarinos, se encuentra dentro de un tipo de reactores denominados como reactores de agua ligera (LWR) de agua ligera. Este tipo de reactores emplean neutrones térmicos para la fisión y eso hace necesaria la presencia de un moderador, en este caso el agua ligera que tiene una doble función, haciendo también de refrigerante del reactor. Además del tipo PWR, dentro de los LWR, existen también los llamados reactores de agua en ebullición (BWR).

La principal diferencia entre estos dos tipos de reactores es la presión a la que se encuentra sometida el agua, en el caso de la tecnología PWR está sometida a alta presión, 157,5 kg/cm2 y 293ºC, gracias al presionador de este modo, el agua del circuito primario permanece constantemente en estado líquido, ya que al aumentar la presión también lo hace el punto de ebullición. La situación descrita hace necesaria la existencia de un circuito secundario en el que se genere vapor para que mueva los álabes de la turbina y obtener energía eléctrica al hacer girar el alternador, estos dos circuitos se encuentran totalmente aislados entre sí. Por otra parte, la tecnología BWR no posee circuito secundario agua-vapor, si no que se turbina el vapor que se genera directamente en el refrigerante líquido a su paso por el núcleo.

El combustible empleado en los reactores LWR se trata de uranio enriquecido (UE) formado por un 96% de U-238 y un 4% de U-235, unas 5,5 veces el U-235 presente en el uranio natural. Tras la operación, este UE se convierte en un 94% de U-238, 1% de Pu-239 y 1% U-235. Este tipo de centrales consumen entre 3 y 4 kg de UE al día. Los parámetros relacionados con este tipo de central y este tipo de combustible se pueden consultar en la Tabla 2.

Potencia específica

Densidad de potencia

Quemado del combustible Tipo de recarga Tamaño

40 kW/kg 60-120 kW/l 40-50 GWD/tU Ciclos: 12-18-24 meses 1000-1400 MWe

Tabla 2. Datos característicos de centrales LWR. Fuente: Asignatura CCNN.

Durante la operación de toda central nuclear se lleva a cabo un análisis de ciertos factores que miden parámetros relacionados con la generación eléctrica. Son los siguientes:

• Factor de carga: relación entre la energía eléctrica producida en un periodo de tiempo y la que hubiera podido producir en ese periodo a potencia nominal.



• Factor de operación: relación entre el número de horas en las que la central está acoplada a la red en un periodo y el número de horas total de dicho periodo.

• Factor de indisponibilidad programada: relación entre la energía que se ha dejado de producir por paradas o reducciones de potencia programadas en un periodo atribuibles a la central y la energía que se hubiera producido en ese periodo a potencia nominal.

• Factor de disponibilidad: complemento a 100 del factor de indisponibilidad programada y el factor de operación.

Factor de carga (%) Factor de operación (%)

Factor de indisponibilidad programada (%)

Factor de disponibilidad (%)

88,35 90,17 3,64 88,35

Tabla 3. Factores de operación de la central José Cabrera. Fuente: Asignatura CCNN.

2.3. EL SIMULADOR GRÁFICO INTERACTIVO DE ZORITA (SGIZ)

El simulador empleado en la realización del presente trabajo es llamado SGIZ, o lo que es lo mismo, Simulador Gráfico Interactivo de Zorita, que perteneció a la central nuclear José Cabrera-Zorita. Tras el cese de operación de la central en el año 2006 fue donado al Departamento de Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Madrid por parte de Unión Fenosa.

De este modo, se creó en el edificio del Departamento, situado en la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales, el Aula José Cabrera. Se puede observar en la Imagen 3 el aspecto de esta aula.

Imagen 3. Aula José Cabrera. Fuente: Propia.

El diseño de este simulador en concreto fue realizado por Tecnatom S.A. en el año 1985, esta empresa se encarga, entre otras cosas, del desarrollo de simuladores interactivos que imiten el funcionamiento de las centrales nucleares.



La necesidad de desarrollar simuladores de este tipo surge tras el accidente de Three Mile Island en 19795. Tras este accidente quedó patente la falta de entrenamiento del personal de la central ya que en durante el accidente tuvieron lugar múltiples fallos humanos.

Los simuladores interactivos, tienen varias funciones, la más evidente resulta el entrenamiento de operarios de las centrales nucleare para todas las situaciones posibles de operación. Muy relacionada con esta primera función, otro de los fines es de carácter educativo, como es el caso del presente Trabajo. Finalmente, también se emplean para conocer el funcionamiento de la central en el caso de querer introducir alguna modificación en la misma.

2.4. FUNCIONAMIENTO DEL SIMULADOR

Todas las simulaciones se ejecutan mediante un ordenador en el que está instalado el programa. La arquitectura del simulador consta de un ordenador principal que está asociado con el Código de Análisis de Transitorios del Reactor (TRAC). Este código proporciona una gran capacidad de cálculo y es el que permite realizar las simulaciones en tiempo real.

En cuanto a la distribución de pantallas, se tienen tres estaciones de trabajo que son puestos para los operadores y el puesto del instructor. Cada una de estas estaciones de trabajo se compone de una CPU con dos monitores, un teclado y un ratón, en el aula se les llaman ordenadores periféricos. Este nombre se les da ya que únicamente desde el puesto del instructor se puede programar la malfución, establecer las condiciones iniciales, y parar o avanzar la simulación.

Sin embargo, desde todos los puestos, incluido el instructor, se puede interaccionar sobre los componentes de todos los sistemas y visualizar cualquier sistema de la central. Es importante que quede claro que no es posible realizar simulaciones independientes, aunque sí simultanear acciones.

También forman parte del simulador los paneles de alarmas situados físicamente en el aula corresponden al sistema primario o panel del reactor, el sistema secundario o panel de turbina y el que incluye la instrumentación post accidente y salvaguardias tecnológicas y el recinto de contención.

Los paneles mencionados se pueden ver, junto con los puestos de trabajo en la Imagen 3. Las alarmas correspondientes a los sistemas no mencionados se ven desde la pantalla del ordenador como se muestra en la Imagen 4.

Las alarmas tienen un código de colores que indican la gravedad de su indicación, facilitando las acciones del operador. De este modo, las alarmas blancas indican que hay algún sistema sufriendo variaciones, las alarmas rojas son las de mayor gravedad (solo son cinco) e indican que ha entrado en funcionamiento el sistema de protección del reactor.

Todas las alarmas presentes van disparando en el tiempo real de la simulación, lo cual proporciona gran información sobre lo que va sucediendo a lo largo de la misma.

5 Más información sobre este accidente, consultando el capítulo 3



Imagen 4. Pantalla de alarmas. Fuente: SGIZ.

En el simulador existen dos tipos de simulación, una a tiempo real y otra en modo “fast”. En el primero, se pueden tomar acciones durante la propia simulación, como si fueran tomadas por el operador durante el seguimiento del POE. En el segundo modo, no se pueden llevar a cabo acciones, pero sirve para conocer la evolución del accidente sin ningún tipo de intervención de una forma rápida.

Para llevar a cabo una simulación es necesario realizar varios pasos previos. En primer lugar, cargar la condición inicial deseada en su panel correspondiente. Tras esto se acude al panel de Malfunciones específicas (Imagen 5) y se elige la que se desea simular.

Imagen 5. Panel de malfunciones específicas. Fuente: SGIZ.

Es importante para el uso del SGIZ conocer el código de colores empleado que ha sido elegido con el objetivo de facilitar su uso. De este modo, los elementos que se encuentren en funcionamiento o las válvulas abiertas aparecen en rojo, por lo que es más fácil que el operador los vea de una pasada ya que el ojo humano detecta muy bien este color. Por el contrario, los elementos que se encuentran fuera de funcionamiento o las válvulas cerradas aparecen en verde. Existe una excepción en este código de colores en un único sistema, el eléctrico.



Además, el simulador proporciona gráficas, como la Gráfica 1, donde se representa la evolución temporal de las distintas variables que son de interés en las centrales nucleares. También existe la posibilidad de tabular estos datos en el programa Excel, que es lo que se ha hecho en este trabajo por cuestiones de estética de las propias gráficas.

Gráfica 1. Ejemplo de gráfica generada por el SGIZ. Fuente: SGIZ.

2.5. SISTEMAS DE LA CENTRAL

En este apartado se explican los principales sistemas de la central, así como también, algunos que no resultan primordiales pero que, sin embargo, son consultados durante el seguimiento del POE en las simulaciones realizadas en el presente trabajo.

Los principios de generación de energía eléctrica en una central nuclear son teóricamente sencillos, el vapor que alimenta a la turbina se produce en un cambiador de calor denominado generador de vapor. Hasta aquí se podría pensar que no dista mucho de los sistemas empleados en otras centrales térmicas.

En cambio, la tecnología aplicada resulta ser bastante compleja, esto se debe a los fenómenos que tienen lugar durante la fisión y la necesidad de mantener en todo momento la seguridad de los trabajadores y la población, así como la protección del medio ambiente.

Con el objetivo de hacer más sencilla la compresión del lector se emplean imágenes representativas de las interfaces de estos sistemas en el simulador.

En el SGIZ hay 16 pantallas o interfaces disponibles, en algunas de ellas se representa simultáneamente dos sistemas que están muy relacionados entre sí y otras constituyen un único sistema por sí mismas. Se muestra en la Tabla 4 todos estos sistemas incluyendo tanto sus siglas en inglés como su nombre en castellano.



Siglas Nombre en Castellano ALARMAS Alarmas

BAA Aporte de Ácido Bórico CC-SF Agua de Componentes CD-FW Sistema de Agua Condensada-Sistema de Agua de Alimentación CW-PCI Sistema de Agua de Circulación-Protección Contra Incendios

DW Agua Desmineralizada EL Circuito Eléctrico

ESW Sistema de Agua de Esenciales EX-HD Alimentación de la Turbina GE-GD Generador Eléctrico-Generador Diésel

HVSC-HVET-HVAX

Ventilación Sala de Control-Ventilación Edificio Eléctrico-Ventilación Edificio de Turbina y de Auxiliares

MS-MSR-GS-TU-OPC-LO

Vapor Principal-Sistema de Recalentadores de Vapor-Purga del Secundario-Turbina-Protección por Sobrevelocidad Turbina- Aceite

Turbina NIS Flujo Neutrónico

NSSS-SI-AFW Sistema Nuclear de Generación de Vapor-Sistema de Inyección-Sistema de Alimentación Auxiliar

RC-HVRC-IA Recinto de Contención-Sistema de Ventilación Recinto de Contención-Sistema Instrumentación

RHR-CH Sistema de Evacuación del Calor Residual-Sistema de Control Químico y Volumétrico

RM Medidas de Radiación

SI-RWST-BD Sistema de Inyección de Seguridad-Tanque de Almacenamiento de Agua de Recarga-Sistema de Purga GV

SPR-AST Sistema de Presión del Reactor-Sistema de Actuación

Tabla 4. Pantallas del SGIZ. Fuente: Elaboración propia.

En primer lugar, se trata la pantalla que más información proporciona durante la simulación de cualquier tipo de malfunción elegida, este es la del NSSS-SI-AFW. El primero de los sistemas, el Sistema Nuclear de Generación de Vapor se encarga de la generación de vapor a alta presión gracias al calor liberado por las múltiples reacciones de fisión nuclear que tienen lugar en el reactor.

También aparecen parte de dos sistemas que forman parte de las salvaguardias tecnológicas de la central, parte del Sistema de Inyección y del Sistema de Alimentación Auxiliar.

Los elementos principales que aparecen en la Imagen 6 se comentan a continuación:

• La Vasija del Reactor: se trata del recipiente principal que contiene el núcleo del reactor con el refrigerante que también actúa como moderador a presión, así como el reflector neutrónico, el blindaje térmico, las barras de control y el resto de las



estructuras internas. Consiste en un cilindro vertical de placas soldadas y forjadas cerrado por sus extremos superior e inferior por sendas cabezas hemisféricas. Las principales funciones de la vasija son formar la tercera barrera de contención6 de los productos de fisión, asegurar la refrigeración del combustible manteniéndolo sumergido en el agua y, por último, soportar y alinear los componentes internos del reactor.

• El Presionador (PZR): este elemento solo se encuentra presente en los reactores de agua a presión, es decir, tecnología PWR. Se trata de un cilindro vertical que se encuentra conectado a la rama caliente del lazo de refrigeración. En él, el agua y el vapor se encuentran en equilibrio bajo condiciones de saturación con ayuda de calentadores eléctricos, rociadores de agua y válvulas de alivio y de seguridad. El inventario disponible se controla mediante el nivel en el presionador a través del Sistema de Control Químico Volumétrico. Durante la operación normal el 60% de su volumen está ocupado por agua, y el 40% por vapor.

• Generador de Vapor (GV): este elemento, al igual que el presionador, es característico de la tecnología PWR. Las funciones principales son: producir vapor de las características adecuadas para la turbina, actuar como foco frío del primario y actuar como barrera de separación entre el primario y el secundario. Se trata de un intercambiador de calor de grandes dimensiones con tubos en forma de “U” que se coloca en la cota más alta del lazo para asegurar un sumidero de calor en condiciones de circulación natura. Por el lado del primario entra agua a presión a 310ºC y sale a 286ºC. Por el secundario, entra el agua de alimentación a 208ºC. El calor intercambiado lleva a que aproximadamente el 30% se convierta en vapor. Tras esto, este vapor húmedo es conducido a equipos de separación de humedad: separadores y secadores hasta que no exceda el 0,25% de humedad.

• Bomba del Sistema del Primario (RCP): se trata de bombas de tipo vertical, centrífugas y de una sola etapa. Su función es asegurar un caudal adecuado de agua a presión a través de la vasija y del resto del primario, por tanto, se encarga de la circulación forzada del refrigerante en el lazo. Se distinguen en ella tres secciones: la hidráulica, la de cierres y la de accionamiento. Esta bomba, junto con los elementos mencionados hasta ahora y las tuberías de la rama fría y la caliente forman el Sistema de Refrigeración del Núcleo.

• Sistema de Inyección de Seguridad: en esta pantalla están representadas las bombas principales de este sistema, así como el acumulador. Se habla más adelante en profundidad de este sistema, al tratarse de una de las salvaguardias tecnológicas de la central.

• Bombas de Carga: en la parte inferior izquierda, su principal función es bombear refrigerante. Pertenecen al Sistema de Control Químico Volumétrico.

• Sistema de Agua de Alimentación Auxiliar: en la parte inferior derecha. Están representadas en la pantalla la bomba de alimentación accionada por turbina y las bombas de alimentación motorizas. Se habla más adelante en profundidad de este sistema, al tratarse de una de las salvaguardias tecnológicas de la central.

6 Las pastillas de combustible forman la primera barrera y las vainas la segunda.



Es importante tener en cuenta que la central nuclear de Zorita solo dispone de un lazo de refrigeración frente a otras centrales PWR que poseen 2 o 3 dependiendo de la potencia. Esto conlleva algunos riesgos ya que, en el caso de tener más de uno, cuando uno falla tienes el otro o los otros, quedando menos comprometida la integridad del núcleo.

Imagen 6. Pantalla NSSS-SI-AFW. Fuente: SGIZ.

A continuación, se trata la pantalla del CD-FW, ya que las malfunciones simuladas en el presente Trabajo tienen lugar en estos sistemas.

El Sistema de Agua Condensada (CD) comprende desde las tuberías de aspiración de las bombas de condensado de los pozos del condensador, hasta la entrada de agua a las turbobombas de agua del Sistema de Agua de Alimentación principal (FW).

Las funciones principales de este sistema son:

• Transportar el agua almacenada en el condensador hasta la aspiración de las turbobombas en las condiciones de caudal, presión y temperatura requeridas por el Sistema de Alimentación principal (FW). Esto lo consigue gracias a las bombas de condensado colocadas en paralelo y marcadas en la Imagen 7 como CD-2A y CD-2B, el estudio del disparo de una de ellas se lleva a cabo en el más adelante.

• Suministrar agua a distintos puntos de la planta: cierres de bombas, rociadores de las turbinas de baja presión, condensador extractor de vapor de sellado, alimentación química y agua de cierre de las rompedoras de vacío.

El Sistema de Alimentación (FW) debe mantener el nivel del GV en las condiciones adecuadas durante la operación normal y en los transitorios.



En resumen, los sistemas CD-FW tienen una relación simbiótica fundamental en el circuito secundario de agua-vapor. El vapor llega desde la turbina, se condensa, se bombea y precalienta para evitar el choque térmico al inyectarla de nuevo en el GV.

Imagen 7. Pantalla CD-FW. Fuente: SGIZ.

Se comentan los sistemas relacionados con fluidos no descritos hasta ahora, el Sistema de Control Químico Volumétrico y el Sistema de Evacuación del Calor Residual, es decir: RHR-CH.

La función principal del RHR es disipar calor del núcleo y del Sistema de Refrigeración del Reactor tanto en situación de parada de la central como durante la recarga. También funciona conjuntamente con el Sistema de Inyección en situaciones de emergencia. Este sistema entra en funcionamiento cuando, después de una parada, se alcanza una temperatura de 177ºC y una presión de 28 kg/cm2.

Cada uno de los trenes de este sistema consta de: cambiadores de calor residual (AC-7A/B, en la Imagen 8)), bombas de evacuación de calor residual (AC-3A/B, en la Imagen 8), válvulas y controles. En los cambiadores circula agua a 35ºC, el agua de refrigeración pasa por las carcasas de estos cambiadores hasta que se alcanzan los 65ºC en las 8 primeras horas en las que está en funcionamiento este sistema.

Las funciones principales del CH se pueden resumir en tres:

• Mantener el inventario del agua del Sistema de Refrigeración del Reactor, manteniendo el nivel de agua en el presionador.

• Controlar las condiciones químicas del agua, el nivel de actividad y la concentración de boro.



• Llevar a cabo el llenado, drenaje y prueba de presión en el Sistema de Refrigeración del Reactor.

• Realizar el proceso de purificación del agua de refrigeración del reactor durante las paradas en frío y de recarga de combustible.

Imagen 8. Pantalla RHR-CH. Fuente: SGIZ.

Se procede a una breve explicación de los sistemas que constituyen las salvaguardias tecnológicas de una central PWR. Estas sirven para proteger las vainas de combustible, limitar la magnitud y duración de los transitorios de la presión que tienen lugar tras un accidente de pérdida de refrigerante (LOCA). Es decir, son el conjunto de estructuras, sistemas y componentes que cumplen la función de controlar las consecuencias de un escape de energía y radiactividad hasta los límites de preservar la seguridad pública.

Dentro de estos sistemas se encuentra el Sistema de Inyección (SI), el Sistema de Agua de Alimentación Auxiliar (AFW), el Generador Diésel (GE-GD) y el Sistema de Agua de Esenciales (ESW)

El Sistema de Inyección (SI), en la Imagen 9, tiene como objetivo principal proveer de un caudal de agua borada de refrigeración de emergencia que evite o mitigue la fusión del metal de las vainas y el combustible durante el trascurso de los accidentes en los que pueda ocurrir. Por tanto, reduce la fusión de las vainas, la distorsión geométrica del núcleo y la reacción metal-agua y la consecuente producción de hidrógeno.

Está formado por dos trenes, cada uno de ellos con dos líneas dispuestas en paralelo. Incluye tres subsistemas diseñados para entrar en funcionamiento en función de cuál sea la severidad del accidente: de alta, media y baja presión. Por otra parte, se pueden distinguir tres fases de funcionamiento del SI:



• Inyección pasiva de los acumuladores. En esta fase el agua borada se inyecta directamente en la rama fría del Sistema de Refrigeración del Reactor. El contenido de los acumuladores se descarga automáticamente cuando se produce la despresurización del Sistema de Refrigeración del Reactor que provoca una inversión en la presión a través de las válvulas de retención de la tubería de inyección del acumulador (válvula 8800 de la Imagen 9). Los acumuladores están representados en la pantalla del NSSS-AFW (Imagen 6) en la parte superior derecha, se puede observar que se encuentran a una presión de 45 kg/cm2 por lo que entrarán en funcionamiento cuando se produzca un descenso muy grande de la presión del primario. Por tanto, proporcionan un enfriamiento rápido del núcleo cuando se producen grandes roturas de tuberías, es decir, cuando la severidad del LOCA es muy alta.

• Inyección de seguridad activa. Durante esta fase pueden entrar en funcionamiento dos de los tres sistemas que forman el SI: sistema de baja presión (SBP) y el sistema de alta presión (SAP). El primero de ellos inyecta agua borada en el Sistema de Refrigeración del Reactor en caso de roturas grandes, que producen una gran pérdida de inventario y una rápida despresurización. Sin embargo, el SAP entra en funcionamiento cuando se producen roturas pequeñas, en las que se pierde menor cantidad de inventario y la despresurización tiene lugar de forma lenta. La inyección activa se acciona en los siguientes casos:

o Detección de baja presión en el presionador (dos/tres).

o Aumento de presión en la contención (dos/tres).

o Enfriamiento excesivo del refrigerante (dos/tres).

o Enfriamiento excesivo detectado por medidores de presión en una de las líneas de vapor.

• Recirculación. La fase anterior finaliza cuando el nivel de agua del Tanque de Agua de Alimentación de Recarga (TAAR) baja de un cierto nivel. En este momento, las bombas no succionan de ese tanque sino del propio sumidero del recinto de contención7. La recirculación se lleva a cabo a través de las ramas calientes de los lazos principales de refrigeración. Se evita en esta fase, la ebullición del agua en el núcleo y, por tanto, la deposición de boro en las vainas.

El Sistema de Alimentación de Agua Auxiliar (AFW) se muestra en la Imagen 6, junto con el NSSS y parte del SI, en la parte inferior derecha.

En caso de accidente se precisa disponer de un foco frío al que trasladar el calor sensible acumulado por el refrigerante del reactor durante la operación y el calor residual que se sigue generando tras el disparo del reactor.

Inicialmente y hasta que se obtiene en el Sistema de Refrigeración del Reactor las condiciones de puesta en servicio del RH, la función de sumidero de calor la asume el Generador de Vapor. Por tanto, el AFW debe garantizar caudal suficiente para que estos desarrollen su función de manera adecuada.

7 No se encuentra representado en el simulador.



Este sistema se encuentra dentro de las salvaguardias ya que proporciona agua de refrigeración a los GV cuando el suministro normal de agua de alimentación se interrumpe debido al paro de todas las bombas de alimentación por una pérdida de corriente eléctrica o al funcionamiento incorrecto del Sistema de Agua de Alimentación.

Sin embargo, este sistema también alimenta a los GV en algunas situaciones de operación normal, durante la fase de arranque y parada de la planta, para el mantenimiento de las condiciones de disponible en caliente y con potencia inferior al 2%.

Imagen 9. Pantalla SI-RWST-BD. Fuente: SGIZ.

Otra de las funciones de las salvaguardias es asegurar el suministro eléctrico a la central en todo momento, para ello se encuentra el Generador Diésel.

Los equipos de alimentación eléctrica de las barras de emergencia de 3,2 kV8 necesitan una fuente de energía alternativa e independiente a la red eléctrica exterior a la central para garantizar el funcionamiento de la central incluso cuando se produce una pérdida completa de la alimentación eléctrica exterior o black-out.

Esto se consigue gracias al generador diésel y tres baterías que funcionan de manera auxiliar junto con el diésel. El generador diésel está formado por un motor y un alternador, para el correcto funcionamiento deben existen sistemas auxiliares que tienen como funciones, por ejemplo: poner en marcha los motores, suministrar aire para la combustión y el propio combustible o proporcionar escape para los gases resultantes de la combustión.

8 Están representadas en la pantalla del EL, que no aparece en este documento.



Imagen 10. Pantalla GE-GD. Fuente: SGIZ.

Dentro de la pantalla del Sistema de Agua de Esenciales, ESW se encuentra el Sistema de Rociado del Recinto de Contención. Las funciones principales de esta salvaguardia son:

• Reducir la presión del Recinto de Contención por evacuación de calor tras un LOCA. Para ello, se lleva a cabo el rociado de agua borada que se extrae del Tanque de Almacenamiento de Agua de Recarga durante la fase de inyección o bien desde el sumidero durante la fase de recirculación.

• Reducir la cantidad de yodo radiactivo en el Recinto de Contención y las posibles emisiones radiactivas al exterior tras un LOCA.

• Ajustar el pH del agua del sumidero del Recinto de Contención para reducir el riesgo de corrosión de los componentes de acero.

Ya que se comenta el Recinto de Contención que se puede ver representado en la Imagen 11, es importante hablar de la protección multibarrera cuyo objetivo es confinar los productos radiactivos dentro de las sucesivas barreras para evitar la emisión de radiación hacia el exterior de la propia central. Estas barreras son:

• Pastilla de combustible.

• Vaina de combustible.

• Vasija a presión.

• Recinto de Contención: revestimiento de acero y hormigón.



Imagen 11. Pantalla ESW. Fuente: SGIZ.

Otro punto importante en los sistemas de una central nuclear son los relacionados con la instrumentación, el control y la protección.

La Instrumentación Intranuclear facilita información sobre la distribución del flujo neutrónico en todo momento y de la temperatura del agua de refrigeración en las distintas zonas del núcleo cercanas a las vainas de combustible. Gracias a esta información se puede determinar la distribución de potencia y la vida del combustible. Este tipo de instrumentación se basa en termopares y en minidetectores de flujo neutrónico.

La Instrumentación Extranuclear mide el nivel de potencia del reactor y el flujo de neutrones desde el rango de fuente, pasando por el rango intermedio y hasta el 120% de la “Potencia nominal” del reactor. Esta instrumentación se utiliza para protección automática del reactor en casos de picos de potencia indeseados. El sistema emplea seis conjuntos detectores situados en pozos de instrumentación, en torno al reactor, dentro del blindaje primario

Esta información permite al operador conocer la situación del reactor, el inicio y gravedad de las condiciones de accidente, y la situación y funcionamiento del sistema de salvaguardias tecnológicas que permite al operador realizar manualmente las operaciones vitales.

Toda la información proporcionada por estos sistemas se puede consultar durante las simulaciones en la pantalla del NIS, que se puede ver en la Imagen 12.



Imagen 12. Pantalla NIS. Fuente: SGIZ.



CAPÍTULO 3: EL ACCIDENTE DE THREE MILE ISLAND

Contenido

Introducción Accidente de Three Mile Island (TMI)

3.1. INTRODUCCIÓN

En el presente Trabajo se analizan malfunciones relacionadas con el sistema de condensado y agua de alimentación. Para poner de manifiesto la relevancia de este tipo de malfunciones en la seguridad nuclear, se analiza un accidente nuclear real relacionado con estos circuitos. Este accidente es el conocido como TMI que viene del nombre de la central en el que tuvo lugar, Three Mile Island.

3.2. ACCIDENTE DE THREE MILE ISLAND

El 28 de marzo de 1979 tuvo lugar el peor accidente de la industria nuclear civil que ha sufrido Estados Unidos, clasificado en el nivel 5 en la INES9. La segunda unidad de la central Three Mile Island (TMI), cerca de Harrisburg, Pensylvania, sufrió graves daños en el núcleo. La tecnología empleada en esta planta era de tipo PWR con dos unidades de 961 MWe cada una de Babcock & Wilcox con dos lazos y llevaba tan solo un año de funcionamiento.

Las causas principales de este accidente fueron los errores por parte de los operadores debido a la falta de formación que se irán comentando en la cronología del accidente y las deficiencias de los equipos empleados.

A continuación, se ofrece una cronología del accidente, esta se ilustra con diagramas sobre la situación del reactor en las fases más relevantes.

El suceso iniciador del accidente tuvo lugar a las 4:00 a.m., se produjo una obstrucción del circuito de depuración del condensado al hacer maniobras de mantenimiento previamente y entró agua en una instrumentación. Esta obstrucción provocó de inmediato una falta de bombeo de agua de alimentación al generador de vapor. Por otro lado, en el mantenimiento realizado dos días antes se dejaron cerradas por error dos válvulas de alimentación de emergencia. Sin embargo, los operadores no eran conscientes de esta condición preaccidental ya que durante el funcionamiento normal del reactor no supone ningún problema que estén cerradas.

Fase 1: Disparo de la turbina (0-6 min).

0s – Disparo de la bomba de agua de alimentación y de la turbina. Debido a la obstrucción en el circuito de depuración del condensador.

3s – El disparo de la bomba de agua de alimentación hace que se pierda la foto frío del primario por lo que se produce un aumento de la presión en el primario al no extraerse el calor generado.

9 Consultar Anexo A para más información sobre la Escala Internacional de Sucesos Nucleares (INES).

3. EL ACCIDENTE DE THREE MILE ISLAND


3s – Apertura de la válvula de alivio del presionador que descarga al tanque de drenaje cuando se registran 162 bar.

3s – En este momento debería haber entrado en funcionamiento el sistema de alimentación de emergencia, sin embargo, no lo hizo porque las válvulas estaban cerradas por las operaciones de mantenimiento erróneas. Por tanto, se pierde el agua de alimentación por completo.

8s – Disparo automático del reactor.

13s – La válvula de alivio del presionador falló y se quedó abierta sin que los operadores fueran conscientes de ello, por tanto, comenzó un SBLOCA10, es decir, un pequeño accidente de pérdida de refrigerante.

14s – Arrancan las bombas de agua de alimentación de emergencia, sin embargo, las válvulas de alimentación siguen cerradas, con lo que no se está alimentando al generador de vapor.

2min 4s – Inicio automático del sistema de inyección de alta presión (HPIS).

4min 38s– Abren las válvulas de alivio del tanque de drenaje ya que le llega agua líquida desde el presionador por la válvula de alivio del presionador. Comienza la descarga de vapor al sumidero de la contención.

3-5min – Parada manual del HPIS ya que los operadores interpretaron que el presionador estaba lleno porque vieron alto nivel en el presionador. Lo que realmente ocurría era que no reestablecían el inventario del primario porque éste continuaba fugándose por la válvula de alivio del presionador.

Imagen 13. Fase 1 del accidente TMI. Fuente: Introduction to Nuclear Power.

Leyenda: 1) Válvula de alivio del presionador.2) Agua de alimentación.3) Bomba de inyección de alta presión.4) Bomba de condensado.

10 SBLOCA: small loss of coolant accident.



Fase 2: Pérdida de refrigerante (6-20 min).

7min 43s – Comienza a aumentar la presión en la contención por el alivio del tanque de drenaje, cuando llega a 270 mbar se lleva a cabo el vaciado de agua de la contención al edificio auxiliar a través del sistema de regulación del boro. Esto sucede porque en el diseño B&W se aísla la contención si la presión excede de 270 mbar, que era el caso.

7min 43s– La reducción de presión provoca que el refrigerante se encuentra en ebullición en su paso por el núcleo.

8min – Los operadores se dan cuenta de que las bombas de alimentación auxiliar están funcionando pero que sin embargo no están alimentando al generador de vapor por lo que deducen que las válvulas están cerradas. Apertura válvulas de la alimentación de emergencia.

15min – Apertura discos de rotura del tanque drenaje, aumento de presión en la contención, y liberación de gas radiactivo.

Fase 3: Despresurización continua (20min-2h).

25min – Se igualan las presiones en primario y secundario.

73min– Parada manual de la bomba A del primario según el procedimiento operativo.

100min– Parada manual de la bomba B del primario según el procedimiento operativo.

1h 30 min – Aumento de vapor, descubrimiento (80%) del núcleo lo que ocasiona un daño severo del núcleo, con acumulación de H2, por reacción Zr + H2O.

1h 30min – Liberación radiactividad a contención por combustible dañado.

2h – Sobrepresión en el tanque de drenaje del presionado, liberación de pequeña radiactividad al edificio auxiliar y al medio ambiente a través de la ventilación.

Fase 4: Calentamiento (2-6h).

2h 18min – Cierre manual válvula de alivio del presionador.

2h 55min – Se declara la emergencia.

3,5h – Activación del HPIS.

4,5h – Reinundación del núcleo.

Fase 5: Despresurización (6-11h).

Se llevan a cabo varias maniobras feed and bleed11.

7h 38min – Abren manualmente válvula de alivio del presionador.

11 Aporte y purga; maniobra de emergencia para la extracción de calor del refrigerante ante una pérdida del foco frío.



8h 41min – La presión llega a 41bar y descargan los acumuladores.

9h 30min – Se produce la detonación del H2.

9h 30min – Arranque del rociado de contención del RHRS, sistema de evacuación de calor residual, por el aumento de presión producida por la detonación.


Leyenda: 11) Acumulador. 12) Spray de contención.

Fase 6: Represurización y estabilización (13-16h).

13h 30min – Cierre de la válvula de alivio del presionador.

13h 30min – Arranque del HPIS.

15h 51min – Arranque de las bombas de recirculación del primario para refrigeración forzada ya que no existe riesgo de cavitación.

Fase 7: Eliminar la “burbuja de de H2” de 1000 kg (1-8 día).

Esta “burbuja” se encuentra en el núcleo y es eliminada por dos métodos.

El primero de ellos se basa en ser eliminada por absorción del agua del primario que está a unos 70 bar. Posteriormente se lleva a un tanque a presión atmosférica y el hidrógeno se liberará del agua y pasa por sistemas de filtrado durante 30 días y finalmente es liberado a la atmósfera.

El segundo método es llevando la burbuja hacia el presionador y aliviar.




Leyenda: 16) Burbuja de hidrógeno. 18) Tanque.

Las consecuencias finales de este accidente son las siguientes:

• Importantes daños en el núcleo ya que se alcanzaron los 2000ºC en el combustible. • Efecto radiológico externo muy bajo. • El reactor ya ha sido desmantelado en la actualidad. • Exposición radiactiva al público muy baja, inferior a 0,7 mSv, siendo el máximo

1 mSv.

Por otra parte, no se puede hablar de este accidente sin tener en consideración los impactos que provocó en la industria nuclear.

• La falta de entrenamiento del personal de la central se había puesto de manifiesto en los múltiples fallos humanos que tuvieron lugar en este accidente. De este modo, se llevó a cabo la revisión y renovación de los procedimientos y del entrenamiento del personal de la central. Se fundó el INPO (Institute of Nuclear Power Operations).

• Las regulaciones operacionales pasaron a ser más estrictas. • Se incluyó en la plantilla personal técnico adicional y se mejoraron los

procedimientos operacionales. • No solo se puso en entre dicho la formación del personal sino también la calidad

de los equipos, por tanto, se mejoraron los equipos. Se llevaron a cabo cambios en sala de control e instrumentación de control.

• Investigación en términos fuente y degradación del núcleo. • Se reforzó la filosofía de las barreras múltiples ya que el edificio de contención

llevó a cabo su principal misión y evitó daños al público y a los operadores.



CAPÍTULO 4: SIMULACIÓN DE LOS ACCIDENTES

Contenido

Introducción. Malfunción 1: Disparo de la bomba de condensado A. Malfunción 2: Rotura no aislable de agua de alimentación.

4.1. INTRODUCCIÓN

En este capítulo se recogen las simulaciones llevadas a cabo en el presente Trabajo de Fin de Grado. Se exponen las tres simulaciones de cada una de las malfunciones seleccionadas: “Disparo de la bomba de condensado A” y “Rotura no aislable del agua de alimentación”.

Se estudia para cada una de las malfunciones la influencia de la vida del combustible en la evolución temporal de las variables más importantes según la malfunción programada.

Estas condiciones de vida del combustible son: inicio de vida o BOL (Beginning Of Life), mitad de vida o MOL (Middle Of Life) y, por último, final de vida o EOF (End Of Life).

Como es lógico, la condición de BOL se refiere al combustible fresco, es decir, el inicio del ciclo de combustible tras la recarga del núcleo del reactor. La condición de EOL se refiere al fin de la vida del combustible, es decir, el combustible ya está gastado y listo para ser extraído en el proceso de recarga. Entre estas dos situaciones extremas se encuentra la condición de MOL.

Imagen 16. Condiciones iniciales relacionadas con las condiciones de vida del combustible. Fuente: SGIZ.

Para ilustrar a nivel técnico en qué consisten estas tres opciones se muestra la Tabla 5:

Variables BOL MOL EOL Coeficiente de Tª del moderador -27,29 pcm/ºC -40,75 pcm/ºC -55,92 pcm/ºC

Valor del boro -8,274 pcm/ppm -8,808 pcm/ppm -9,568 pcm/ppm Coeficiente de potencia -14,03 pcm/% -17,60 pcm/% -20,52 pcm/%

Concentración crítica del boro 999 ppm 446 ppm 0 ppm

Tabla 5. Valores característicos de las condiciones iniciales empleadas. Fuente: SGIZ.

Estas distinciones sobre el momento de vida del combustible tienen sentido al tratarse de un reactor de tecnología PWR el de la central nuclear de José Cabrera. En este tipo de reactores se lleva a cabo un proceso de recarga del combustible, previamente programada. Estas recargas duran aproximadamente un mes y se realizan, según sea el ciclo de operación de la central cada 12, 24 o incluso 48 meses.

4. SIMULACIÓN DE LOS ACCIDENTES


4.2. MALFUNCIÓN 1: DISPARO BOMBA DE CONDENSADO A.

El primer grupo de simulaciones tratan sobre la malfunción de una de las bombas de condensado del circuito de agua condensada, se elige de manera aleatoria la bomba A. Dicha bomba se encuentra en la interfaz CD-FW, se muestra recuadrada en azul en la Imagen 17.

Imagen 17. Situación bomba de condensado A en el CD-FW. Fuente: SGIZ.

Lo primero que debe hacerse es cargar la “Condición inicial”, en este caso condiciones sobre la vida del combustible, es decir, elegir entre una de las tres condiciones de vida que aparecen en la Imagen 16.

Una vez cargada la condición inicial necesaria, se acude de nuevo al “Puesto del Instructor” del simulador y se accede al panel de “Malfunciones Específicas”, se selecciona el “Disparo bomba de condensado A”, número 167, con severidad 100% y con retardo de un minuto.

Imagen 18. Elección de la malfunción: Disparo bomba de condensado A. Fuente: SGIZ.

4.2.1. CRONOLOGÍA DEL ACCIDENTE

A continuación, se muestran las alarmas que aparecen en la simulación de la malfunción “disparo de la bomba de condensado A”.



Cabe hacer varias menciones sobre la Tabla 6: la primera columna hace referencia al tiempo de simulación en el que ha saltado la alarma en minutos, la segunda el nombre de la misma y por último el panel en el que se encuentra localizada.

Alarmas encendidas previamente al disparo del reactor 1:03 Disparo parcial. Desequilibrio caudal agua/vapor 52F 1:05 Baja presión de agua de alimentación 52F 1:30 Desviación nivel GV respecto a referencia 52A 1:40 Alto nivel tanque drenajes precalentado 52D

Alarmas encendidas como consecuencia de disparo del reactor Disparo de la turbina

1:50 Disparo turbina solenoide 52C 1:50 Disparo turbina 436

Disparo del reactor 1:50 Alerta límite inserción banco 2 438 1:50 Límite inserción banco 2 438

Alarmas del primario 1:50 Baja presión presurizador 440 1:50 Desviación TM 440 1:50 Descarga automática vapor circuito activo 439

Alarmas del secundario 1:50 Bajo nivel generador de vapor 52F 1:50 Descarga de vapor a la atmósfera 52F 1:50 Descarga vapor condensador YCV-1686C 52F 1:50 Bajo nivel generador de vapor 436 1:50 Bajo caudal variable alimentación generador de vapor 436

Alarmas encendidas como consecuencia de disparo del reactor 2:20 Alto-bajo nivel precalentador N3 52E 2:20 Alta-baja presión cierres turbina 52F 2:30 AF-P-1A/AF-P-18 en marcha ANN1 2:35 Nivel mínimo generador de vapor 52F 2:35 Bajo nivel presurizador 441 2:35 Señales disparo reactor bloqueadas arranque 439 2:35 Parada rápida reactor por velocidad de arranque circuito activo 439 2:35 Baja presión presurizador permisivo P-11 ANN3 2:40 Bajo nivel tanque drenajes precalentado 52E 2:50 Alto-bajo nivel precalentador N1 52D 12:40 Alto-bajo nivel precalentador N4 52E 13:02 Bajo nivel presurizador 441

Tabla 6. Cronología de alarmas de la malfunción 1. Fuente: Elaboración propia.



En este caso, se representa en esta tabla las alarmas que han aparecido en la simulación con la condición inicial de BOL. Sin embargo, al llevar a cabo esta recopilación en los casos de MOL y EOL se obtiene la misma secuencia con una diferencia temporal pequeña, con lo que, se considera que repetir la cronología de las alarmas para cada uno de estos tres casos proporciona la misma información.

4.2.2. ACTUACIONES DEL OPERADOR

En este apartado se hace un seguimiento de las actuaciones que se llevarían a cabo por el operador desde la sala de control de la propia central en el caso de producirse el disparo de la bomba de condensado A o por defecto la B. En este proceso se siguen las pautas dadas por los POE12 necesarios.

Como ocurre en la cronología de las alarmas el seguimiento del POE es el mismo para BOL, MOL y EOL retrasando cada actuación temporalmente.

Muchas de las instrucciones que aparecen en el POE no es necesario ejecutarlas ya que depende de la situación en la que se encuentre la central. El seguimiento completo del POE a lo largo de esta simulación se puede consultar en el Anexo D junto al código de colores que indica cuales se llevan cabo en la simulación.

• Arrancar segunda bomba de carga BCARGAB y fijar el calentador del presionador LIC- 403D en AUTO-LOCAL al 30%.

• Parar una bomba de agua de alimentación.

• Controlar manualmente el caudal al generador de vapor con la válvula LCV-1947.

• Mantener el caudal de alimentación al GV por encima de 25 m3/h hasta que el nivel del rango estrecho sea superior a -95 cm.

• Verificar parámetros y tendencias:

o Presión del presionador – A 140 kg/cm2

o Nivel del presionador – A 30%

o Nivel de rango estrecho del generador de vapor (GV) – ENTRE -95 cm y +20 cm

o Temperatura del sistema del refrigerante del reactor (RCS) – A 275ºC

• Pasar a procedimiento G-5: ENFRIAMIENTO DE LA CENTRAL DESDE PUESTA EN MARCHA HASTA PARADA DE RECARGA.

• Inspeccionar la bomba disparada y reparar en caso de que sea necesario.

12 Consultar el Anexo B para más información sobre los Procedimientos de Operación de Emergencia (POE).



4.2.3. ANÁLISIS DE LA SIMULACIÓN

Se muestran, a continuación, las representaciones gráficas para cada una de las tres simulaciones realizadas para la malfunción seleccionada según el tiempo de vida del combustible.

En cada una de estas gráficas se representa en el eje de ordenadas la evolución de las variables consideradas en las unidades correspondientes, mientras que en el eje de abscisas se representa el tiempo de simulación en minutos.

Es importante tener en cuenta que las simulaciones se han repetido en diversas ocasiones cada una de las condiciones de vida con el objetivo de comprobar la tendencia de los resultados y el tiempo de disparo de las alarmas.

Para llevar a cabo el estudio de cómo influye en la evolución de la central nuclear la vida del combustible se han considerado como parámetros más convenientes a estudiar los siguientes:

• Potencia Nuclear.

• Fracción de Huecos en el Núcleo.

• Caudal al GV

• Rango Ancho en el GV.

• Rango Estrecho en el GV.

• Nivel en el Presionador.

• Presión en el Presionador.

• Temperatura Media.

4.2.3.1. BOL

Para la condición inicial de principio de vida, o BOL, se lleva a cabo un análisis detallado, que incluye tanto la evolución de las variables como las razones por las que el operador toma unas u otras acciones y los tiempos concretos en los que estas son ejecutadas.

Se programa la malfunción para que entre en funcionamiento en el minuto 1:00 de simulación, sin tiempo de rampa. En este momento, dispara de forma automática la bomba de condensado A. En los siguientes segundos comienzan a saltar alarmas relacionadas con los desequilibrios en el generador de vapor:

Alarmas iniciales 1:03 Disparo parcial. Desequilibrio caudal agua/vapor 1:05 Baja presión de agua de alimentación 1:30 Desviación nivel GV respecto a referencia

Tabla 7. Primeras alarmas tras el disparo de la bomba de condensado A. Fuente: Elaboración propia.



Una de las funciones principales del sistema de instrumentación nuclear es generar señales de alarma adecuadas y disparar el reactor para la protección del mismo en las situaciones pertinentes. En la tecnología PWR el sistema de disparo del reactor actúa ante distinto tipo de señales, que son las siguientes:

• Señales de disparo manual.

• Señales debidas al flujo neutrónico.

• Señales procedentes del presionador (alta o baja presión y alto nivel).

• Señales del generador de vapor (bajo caudal y bajo nivel de agua).

• Señales del grupo turbina-generador.

• Señal de inyección de seguridad.

Tras el disparo de una de las bombas de condensado queda claro que las señales que motiva el disparo del reactor son las procedentes del generador de vapor de acuerdo con las alarmas de la Tabla 7 y a la vista de las Gráficas 4 y 5, donde se observar las fluctuaciones iniciales de las variables relacionadas con el estado del generador de vapor.

En la Gráfica 2 se observa inicialmente el valor de potencia de operación normal que es 96,33% en el reactor que equivale a un 100% en la turbina. Esta potencia nuclear muestra un descenso brusco en el momento en el que se produce el disparo del reactor, en tiempo 1:50 min de la simulación. El disparo se produce interrumpiendo de manera automática de la alimentación eléctrica del sistema de accionamiento de las barras de control, produciendo la caída de estas en el núcleo por gravedad.

El sistema de disparo del reactor realiza el bypass de la turbina siempre que dispare el reactor. Esto impide el aumento de reactividad resultante del excesivo enfriamiento, evitando así la activación innecesaria de las salvaguardias tecnológicas.

Gráfica 2. Potencia Nuclear en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

0

20

40

60

80

100

120

00:00 02:20 04:40 07:00 09:20 11:40 14:01 16:21

Pote

ncia

Nuc

lear

(%)

Tiempo (min)



Como consecuencia del disparo del reactor se produce un aumento de forma repentina, al igual que la disminución de la potencia nuclear, de la fracción de huecos en el núcleo como se aprecia en la Gráfica 3.

La fracción de huecos es la fracción volumétrica de vapor presente en una mezcla bifásica líquido-vapor. Por la definición de este parámetro y entendiendo el funcionamiento normal de operación de una central de tecnología PWR se comprende que el valor adecuado para la fracción de huecos en el núcleo es cero.

Este incremento en la fracción de huecos se produce por el descenso de la presión en el circuito primario, lo que provoca que la temperatura de saturación del agua presente en el reactor en ese momento disminuya, produciéndose algunas burbujas. Sin embargo, el aumento de la fracción de huecos es moderado siendo su valor máximo de 0,0053 % en el minuto 2:04 de simulación.

Gráfica 3. Fracción de Huecos en el Núcleo en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Como ya se ha señalado, cuando se produce la desconexión de la bomba de condensado en el minuto 1:00 de simulación se producen desequilibrios en las variables relacionadas con el generador de vapor, estas son: el caudal al generador de vapor y los niveles en el mismo.

En el caso del caudal al generador de vapor, representado en la Gráfica 4, se observa que oscila durante el transitorio entre valores tanto positivos como negativos. Esto se debe principalmente a que el caudal de inyección procedente de los trenes de alimentación/condensado se vuelve inestable. Es por ello por lo que hay instantes en los que estos trenes no son capaces de inyectar inventario al generador de vapor, con lo que, el caudal se hace negativo al salir vapor procedente del generador de vapor, por la tobera de alimentación al mismo.

El valor normal del caudal al generador de vapor se encuentra entorno a 910 Tm/h como se puede ver en los primeros minutos de simulación, durante el transitorio alcanza como máximo 1163,14 Tm/h en el minuto 1:27 y el mínimo -768,44 Tm/h en el minuto 1:41. Sin embargo, a partir del minuto 2:50 el valor caudal de alimentación al generador de

0,00E+00

1,00E-03

2,00E-03

3,00E-03

4,00E-03

5,00E-03

6,00E-03

00:00 02:20 04:40 07:00 09:20 11:40 14:01 16:21

Frac

ción

de

Hue

cos e

n el

Núc

leo

(%)

Tiempo (min)



vapor se estabiliza entorno a 50 Tm/h. Por tanto, el valor al que se estabiliza la alimentación al generador de vapor es considerablemente inferior al que se tiene en operación normal.

Según las acciones seguidas por el POE en el minuto 4:30 se para una de las bombas de agua de alimentación, de este modo, sólo queda operativo un tren de alimentación/condensado. Esta acción protege a la bomba de alimentación que se ha parado ya que las oscilaciones producidas y el bajo caudal final hacen más efectivo bombear caudal de condensado únicamente con un tren con el objetivo de aumentar el rendimiento de bombeo y evitar riesgos de cavitación en las bombas.

Otra de las instrucciones del POE consiste en controlar manualmente el caudal de alimentación al generador de vapor, a través del circuito de alimentación de agua auxiliar hasta llegar a un caudal superior a 25 m3/h. Sin embargo, este caudal no puede ser excesivo puesto que provocaría un enfriamiento brusco del circuito primario. Esta acción se lleva a cabo en el minuto 5:35 de la simulación.

Gráfica 4. Caudal al Generador de Vapor en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Cuando se produce esta malfunción, los pasos seguidos a través del POE hacen que el operador se percate de que uno de los principales problemas que ha de solventarse para volver a una situación estable para la central es el descenso nivel de rango estrecho.

Tras el disparo de la bomba de condensado, en el minuto 1:00, se produce una disminución considerable en nivel de rango estrecho del generador de vapor llegando a un valor mínimo de -130 cm mientras que durante la operación normal se sitúa en un valor de 0 cm. La evolución completa se encuentra en color negro en la Gráfica 5.

Las regulaciones del caudal al generador de vapor junto con el resto de acciones tomadas buscan, en definitiva, situar el nivel de rango estrecho entre los valores -95 cm y +20 cm. El valor mínimo de -95 cm se supera en el minuto 10:49 de la simulación situando por tanto el parámetro en valores adecuados.

-1000

-500

0

500

1000

1500

00:00 02:20 04:40 07:00 09:20 11:40 14:01 16:21

Cau

dal a

l GV

(Tm

/h)

Tiempo (min)



Gráfica 5. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

De forma análoga a lo que ocurre con el rango estrecho del generador de vapor, otras de las variables críticas para alcanzar una situación estable es la temperatura media, el nivel del presionador y la presión en el mismo. El objetivo del operador es llevar la central a los valores adecuados de estas tres variables, que son:

o Temperatura del sistema del refrigerante del reactor (RCS) – 275ºC

o Nivel del presionador – 30%

o Presión del presionador – 140 kg/cm2

Se estudia la evolución de estas tres variables de forma conjunta ya que están estrechamente relacionadas entre sí.

Al producirse el disparo del reactor, como es lógico, se produce un descenso considerable de la temperatura media del circuito primario pasando de 294 ºC, valor en operación normal a 275 ºC. Este descenso lo provoca el cese de las reacciones de fisión que son la causa principal de generación de calor en el sistema antes del disparo del reactor, quedando en este momento únicamente el calor residual como fuente de generación de térmica.

La disminución de la temperatura en el agua produce la contracción de la misma, esta disminución de volumen en el inventario del primario provoca el inevitable descenso del nivel en el presionador que pasa del 60 %, valor en operación normal a 30 %. Como consecuencia, el presionador contiene menos cantidad de agua lo cual hace descender la presión en el mismo de 140 kg/cm2 , valor en operación normal a 123 kg/cm2 .

Estos tres descensos descritos se pueden comprobar en las representaciones gráficas de estas variables: temperatura media en el circuito primario (Gráfica 6), el nivel en el presionador (Gráfica 7) y la presión en el presionador (Gráfica 8).

-300

-250

-200

-150

-100

-50

0

5000:00 02:20 04:40 07:00 09:20 11:40 14:01 16:21

Niv

eles

Ran

gos G

V (c

m)

Tiempo (min)

Rango Ancho

Rango Estrecho



En el minuto 2:55 se toma la primera acción, la cual consiste en arrancar la segunda bomba de carga y colocar los calentadores del presionador en modo automático, de forma que su potencia se regule tomando como objetivo mantener un nivel en el mismo del 30%. Al comenzar a inyectar la segunda bomba de carga el caudal al sistema primario se duplica y se sitúa en 93 litros por minuto.

Al aumentar el caudal al circuito primario y la potencia de los calentadores, se consigue compensar el efecto de enfriamiento y pérdida de presión tras el disparo del reactor. Se estabiliza la temperatura media y el nivel en el presionador y se crea una tendencia hacia el vapor objetivo de la presión en el presionador.

Gráfica 6. Temperatura Media en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Gráfica 7. Nivel en el Presionador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

265

270

275

280

285

290

295

300

00:00 02:20 04:40 07:00 09:20 11:40 14:01 16:21

Tem

pera

tura

Med

ia (º

C)

Tiempo (min)

0

10

20

30

40

50

60

70

80

00:00 02:20 04:40 07:00 09:20 11:40 14:01 16:21

Niv

el e

n el

Pre

sion

ador

(%)

Tiempo (min)



Gráfica 8. Presión en el Presionador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

En el minuto 16:38 de la simulación se alcanza la situación estable buscada y se finaliza la simulación. A continuación, se muestra la pantalla más representativa de la situación final, Imagen 19.

Imagen 19. Situación final del NSSS-SI-AFW en BOL. Fuente: SGIZ13.

13 Esta imagen sirve como referencia para la situación final de las tres simulaciones.

115

120

125

130

135

140

145

00:00 02:20 04:40 07:00 09:20 11:40 14:01 16:21

Pres

ión

en e

l Pre

sion

ador

(kg/

cm2 )

Tiempo (h)



4.2.3.2. MOL

Se realiza un análisis de la evolución de la central en el caso de que la condición inicial sea la de mitad de vida o MOL. Para evitar proporcionar información redundante, el análisis es más escueto que en el caso anterior ya que en conjunto resulta muy similar al caso de BOL.

En el minuto 1:00 de simulación se dispara de forma automática la bomba de condensado A y comienzan a producirse desequilibrios en el generador de vapor que ocasionan el disparo del reactor (Gráfica 9) y el consiguiente disparo de la turbina en el minuto 1:50.

Gráfica 9. Potencia Nuclear en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Como consecuencia del disparo del reactor se produce un aumento de forma repentina, de la fracción de huecos en el núcleo como se aprecia en la Gráfica 10. Sin embargo, el aumento de la fracción de huecos es moderado siendo su valor máximo de 0,0055 % en el minuto 2:04 de simulación.

Gráfica 10. Fracción de Huecos en el Núcleo en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

0

20

40

60

80

100

120

00:00 02:20 04:40 07:02 09:25 11:48 14:08 16:28

Pote

ncia

Nuc

lear

(%)

Tiempo (min)

0,00E+00

1,00E-03

2,00E-03

3,00E-03

4,00E-03

5,00E-03

6,00E-03

00:00 02:20 04:40 07:02 09:25 11:48 14:08 16:28

Frac

ción

de

Hue

cos e

n el

Núc

leo

(%)

Tiempo (min)



Durante el transitorio se producen fuertes oscilaciones en el caudal al generador de vapor, representado en la Gráfica 11, llegando a tomar incluso valores negativos ya que el caudal de inyección resulta insuficiente y se produce retorno de vapor desde el generador de vapor.

El valor normal del caudal al generador de vapor se encuentra entorno a 910 Tm/h, durante el transitorio alcanza como máximo 1301,97 Tm/h en el minuto 1:22 y el mínimo -708,70 Tm/h en el minuto 1:42. Sin embargo, a partir del minuto 2:50 el valor caudal de alimentación al generador de vapor se estabiliza entorno a 50 Tm/h.

Gráfica 11. Caudal al Generador de Vapor en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Gráfica 12. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Tras el disparo de la bomba de condensado, en el minuto 1:00, se produce una disminución considerable en nivel de rango estrecho del generador de vapor llegando a

-1000

-500

0

500

1000

1500

00:00 02:20 04:40 07:02 09:25 11:48 14:08 16:28

Cau

dal a

l GV

(Tm

/h)

Tiempo (min)

-300

-250

-200

-150

-100

-50

000:00 02:20 04:40 07:02 09:25 11:48 14:08 16:28

Niv

eles

Ran

gos G

V (c

m)

Tiempo (min)

Rango Ancho

Rango Estrecho



un valor mínimo de -130 cm mientras que durante la operación normal se sitúa en un valor de 0 cm. La evolución completa se encuentra en color negro en la Gráfica 12.

Gran parte de las instrucciones indicadas por el POE tratan de situar el nivel de rango estrecho entre los valores -95 cm y +20 cm. El valor mínimo de -95 cm se supera en el minuto 10:55 de la simulación situando por tanto el parámetro en valores adecuados.

Además del rango estrecho, existen tres variables que resultan críticas para alcanzar una situación estable de la central: la temperatura media, el nivel del presionador y la presión en el mismo.

Gráfica 13. Temperatura Media en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Gráfica 14. Nivel en el Presionador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

265

270

275

280

285

290

295

300

00:00 02:20 04:40 07:02 09:25 11:48 14:08 16:28

Tem

pera

tura

Med

ia (º

C)

Tiempo (min)

0

10

20

30

40

50

60

70

80

00:00 02:20 04:40 07:02 09:25 11:48 14:08 16:28

Niv

el e

n el

Pre

sion

ador

(%)

Tiempo (min)



Gráfica 15. Presión en el Presionador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Al producirse el disparo del reactor, se producen descensos bruscos en la temperatura media del circuito primario (Gráfica 13), en el nivel en el presionador (Gráfica 14) y en la presión del presionador (Gráfica 15).

Se aumentar el caudal al circuito primario y la potencia de los calentadores, para compensar el efecto de enfriamiento y pérdida de presión tras el disparo del reactor. Se estabiliza la temperatura media y el nivel en el presionador y se crea una tendencia hacia el vapor objetivo de la presión en el presionador. En el minuto 16:38 de la simulación se alcanza la situación estable buscada y se finaliza la simulación.

4.2.3.2. EOL

Se analiza de la evolución de la central para la condición de final de vida o EOL. Para evitar proporcionar información redundante, se lleva a cabo un análisis más escueto que en el caso de BOL.

Gráfica 16. Potencia Nuclear en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

115

120

125

130

135

140

145

00:00 02:20 04:40 07:02 09:25 11:48 14:08 16:28

Pres

ión

en e

l Pre

sion

ador

(k

g/cm

2 )

Tiempo (min)

0

20

40

60

80

100

120

00:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Pote

ncia

Nuc

lear

(%)

Tiempo (min)



En el minuto 1:00 de simulación dispara de forma automática la bomba de condensado A y comienzan a producirse desequilibrios en el generador de vapor que ocasionan el disparo del reactor (Gráfica 16) y el consiguiente disparo de la turbina en el minuto 4:17.

Como consecuencia del disparo del reactor se produce un aumento de forma repentina, de la fracción de huecos en el núcleo como se aprecia en la Gráfica 17. Sin embargo, el aumento de la fracción de huecos es moderado siendo su valor máximo de 0,0056 % en el minuto 4:30 de simulación.

Gráfica 17. Fracción de Huecos en el Núcleo en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Durante el transitorio se producen recurrentes oscilaciones en el caudal al generador de vapor, representado en la Gráfica 18. El valor normal del caudal al generador de vapor se encuentra entorno a 910 Tm/h, durante el transitorio alcanza como máximo 1112,60 Tm/h en el minuto 3:58 y el mínimo 50,00 Tm/h en el minuto 5:18. Siendo este el valor estable del caudal de alimentación al generador de vapor.

Gráfica 18. Caudal al Generador de Vapor en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

0,00E+00

1,00E-03

2,00E-03

3,00E-03

4,00E-03

5,00E-03

6,00E-03

00:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Frac

ción

de

Hue

cos e

n el

Núc

leo

(%)

Tiempo (min)

0

200

400

600

800

1000

1200

00:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Cau

dal a

l GV

(Tm

/h)

Tiempo (min)



Tras el disparo del reactor, en el minuto 4:17, se produce una disminución considerable en nivel de rango estrecho del generador de vapor llegando a un valor mínimo de -130 cm mientras que durante la operación normal se sitúa en un valor de 0 cm. La evolución completa se encuentra en color negro en la Gráfica 19.

Gran parte de las instrucciones indicadas por el POE tratan de situar el nivel de rango estrecho entre los valores -95 cm y +20 cm. El valor mínimo de -95 cm se supera en el minuto 16:54 de la simulación situando por tanto el parámetro en valores adecuados.


Además del rango estrecho, existen tres variables que resultan críticas para alcanzar una situación estable de la central: la temperatura media, el nivel del presionador y la presión en el mismo.

Gráfica 20. Temperatura Media en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

-350

-300

-250

-200

-150

-100

-50

000:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Niv

eles

Ran

gos G

V (c

m)

Tiempo (min)

Rango Ancho

Rango Estrecho

0

10

20

30

40

50

60

70

80

00:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Niv

el e

n el

Pre

sion

ador

(%)

Tiempo (min)



Gráfica 21. Nivel en el Presionador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Gráfica 22. Presión en el Presionador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Al producirse el disparo del reactor, se producen descensos bruscos en la temperatura media del circuito primario (Gráfica 20), en el nivel en el presionador (Gráfica 21) y en la presión del presionador (Gráfica 22).

Se aumentar el caudal al circuito primario y la potencia de los calentadores, para compensar el efecto de enfriamiento y pérdida de presión tras el disparo del reactor. Se estabiliza la temperatura media y el nivel en el presionador y se crea una tendencia hacia el vapor objetivo de la presión en el presionador.

En el minuto 22:17 de la simulación se alcanza la situación estable buscada y se finaliza la simulación.

265

270

275

280

285

290

295

300

00:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Tem

pera

tura

Med

ia (º

C)

Tiempo (min)

115

120

125

130

135

140

145

00:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Pres

ión

en e

l Pre

sion

ador

(k

g/cm

2 )

Tiempo (min)



4.3. MALFUNCIÓN 2: ROTURA NO AISLABLE DE AGUA DE ALIMENTACIÓN

El segundo grupo de simulaciones tratan sobre la malfunción en la que se produce una rotura no aislable de agua de alimentación. Al tratarse de una rotura no aislable se perderá inventario del secundario, en estos términos se podría decir que se trata de una malfunción similar a un LBLOCA (tubería de más de 6 pulgadas de diámetro) en el circuito de refrigerante del secundario del reactor. Esta rotura se produce concretamente inmediatamente aguas abajo de la tobera de inyección de agua de alimentación al generador de vapor.

Lo primero que debe hacerse es cargar la “Condición inicial”, en este caso condiciones sobre la vida del combustible, es decir, elegir entre una de las tres condiciones de vida que aparecen en la Imagen 16.

Una vez cargada la condición inicial necesaria, se acude de nuevo al “Puesto del Instructor” del simulador y se accede al panel de “Malfunciones Específicas”, se selecciona el “Rotura no aislable de agua de alimentación”, número 172, con severidad 100% y con retardo de un minuto.

Imagen 20. Elección de la malfunción: Rotura no aislable de agua de alimentación. Fuente: SGIZ.

4.3.1. CRONOLOGÍA DEL ACCIDENTE

A continuación, se muestran las alarmas que aparecen en la simulación de la malfunción “Rotura no aislable de agua de alimentación”.

Cabe hacer varias menciones sobre las Tabla 8 y 9: la primera columna hace referencia al tiempo de simulación en el que ha saltado la alarma en minutos, la segunda el nombre de la misma y por último el panel en el que se encuentra localizada.

En este caso, se representa en estas tablas las alarmas que han aparecido en la simulación con la condición inicial de BOL. Sin embargo, al llevar a cabo esta recopilación en los casos de MOL y EOL se obtiene la misma secuencia con una diferencia temporal pequeña, con lo que, se considera que repetir la cronología de las alarmas para cada uno de estos tres casos es innecesario.

Alarmas encendidas previamente al disparo del reactor 1:05 Desviación nivel del GV respecto referencia 52A

Alarmas encendidas como consecuencia de disparo del reactor Disparo de la turbina

1:35 Disparo turbina solenoide 52C 1:35 Disparo turbina 436

Tabla 8. Cronología de alarmas de la malfunción 2. Fuente: Propia.



Alarmas del primario 1:40 Baja presión presurizador 440 1:40 Desviación TM 440 1:40 Descarga automática vapor circuito activo 439

Alarmas del secundario 1:40 Bajo nivel generador de vapor 52F 1:40 Descarga de vapor a la atmósfera 52F 1:40 Descarga vapor condensador YCV-1686C 52F 1:40 Bajo caudal variable alimentación generador de vapor 436

Alarmas encendidas como consecuencia de disparo del reactor 1:40 Alta-baja presión cierres turbina 52F 2:15 Baja presión presurizador permisivo P-11 ANN3 3:10 Válvulas PCV-1304A/PCV-1304B en control man/loc o abiertas ANN1 3:10 Bajo nivel rango ancho generador de vapor 1 canal en disparo ANN1 3:10 Bajo nivel rango ancho generador de vapor ANN1 3:10 Actuación auto válvula PCV-1304A ANN1 3:10 Actuación auto válvula PCV-1304b ANN1 5:35 Desviación TM 440 6:40 Bajo nivel presurizador 441 7:05 Desviación caudal retorno cierres bomba principal 441 7:05 I.S. Canal presión en disparo 440 7:05 Inyección de Seguridad 440 7:05 Bajo caudal extracción cavidad P10 7:10 Aislamiento descarga bajo nivel presurizador 441 7:25 Alta demanda caudal carga 441 7:45 Desconexión calentadores por debajo del nivel del presionador 441 9:50 Alto/Bajo nivel pozo caliente condensador 52D

Tabla 9. Cronología de alarmas de la malfunción 2. Continuación. Fuente: Propia.

4.3.2. ACTUACIONES DEL OPERADOR

En este apartado se hace un seguimiento de las actuaciones que se llevarían a cabo por el operador desde la sala de control de la propia central en el caso de producirse una rotura no aislable de agua de alimentación. En este proceso se siguen las pautas dadas por los POE14 necesarios.

Como ocurre en la cronología de las alarmas el seguimiento del POE es el mismo para BOL, MOL y EOL.




Muchas de las instrucciones que aparecen en el POE no es necesario ejecutarlas ya que depende de la situación en la que se encuentre la central. El seguimiento completo del POE a lo largo de esta simulación se puede consultar en el Anexo E junto al código de colores que indica cuales se llevan cabo en la simulación.

• Comprobar que el caudal de alimentación auxiliar al GV está por encima de 25 m3/h.

• Cerrar totalmente la válvula LCV-1947.

• Parar los dos trenes de condensado (CD)/ alimentación (FW).

• Cerrar localmente la válvula de aislamiento de vapor a cierres y eyector.

• Poner el selector de la turbobomba de emergencia en parada.

• Reducir el caudal de alimentación auxiliar al GV a 10 m3/h.

• Rearmar trenes A y B de la inyección de seguridad.

• Actuar bomba de carga BCARGAB.

• Abrir válvula de ducha del presionador al 10%.

• Desconectar calentadores del presionador.

• Parar los dos trenes de inyección de seguridad.

• Verificar que el nivel en el presionador sea superior al 12%.

• Cerrar válvula de ducha del presionador.

• Abrir válvula de alivio del presionador las veces necesarias.

• Verificar presión del primario inferior a 28 kg/cm2.

• Poner en servicio el sistema de evacuación de calor residual (RHR).

• Poner en bloqueo las bombas de alimentación auxiliar.

• Verificar temperatura del primario inferior a 176ºC.

• Evaluar y decidir sobre el estado de la central a largo plazo manteniendo condiciones de parada fría (93ºC) con un ritmo de enfriamiento inferior a 55,5ºC/hora.

Los últimos cinco puntos no se realizan al completo en las simulaciones llevadas a cabo, ya que para llevar la central a parada fría de forma segura sería necesario simular durante horas. Por tanto, se ha tomado como tiempo límite para todas las simulaciones 30:00 minutos ya que se considera que es un intervalo suficientemente amplio para estudiar el transitorio, así como para alcanzar la tendencia en los parámetros para llegar a parada fría.



4.3.3. ANÁLISIS DEL ACCIDENTE

Se muestran, a continuación, las representaciones gráficas para cada una de las tres simulaciones realizadas para la malfunción seleccionada según el tiempo de vida del combustible.

En cada una de estas gráficas se representa en el eje de ordenadas la evolución de las variables consideradas en las unidades correspondientes, mientras que en el eje de abscisas se representa el tiempo de simulación en minutos.

De forma análoga a como ocurría en la simulación de la malfunción 1, se debe tener en cuenta que las simulaciones se han repetido en diversas ocasiones cada una de las condiciones de vida con el objetivo de comprobar la tendencia de los resultados y el tiempo de disparo de las alarmas.

Para llevar a cabo el estudio de cómo influye en la evolución de la central nuclear la vida del combustible se han considerado como parámetros más convenientes a estudiar los siguientes:

• Potencia Nuclear.

• Nivel Rango Ancho y Estrecho del GV.

• Caudal por la Tobera Superior del GV.

• Caudal Descarga Motobombas AFW.

• Presión del GV.

• Caudal de Carga.

• Nivel en el Presionador.

• Presión en el Presionador.

• Nivel en el Acumulador.

• Temperatura Media.

4.2.3.1. BOL

Para la condición inicial de principio de vida, o BOL, se lleva a cabo un análisis detallado, que incluye tanto la evolución de las variables como las razones por las que el operador toma unas u otras acciones y los tiempos concretos en los que estas son ejecutadas.

En el minuto 1:00 de la simulación se produce de forma automática, sin tiempo de rampa, la rotura no aislable en el circuito de agua de alimentación. En este momento comienzan a producirse desequilibrios en el generador de vapor, concretamente en el nivel respecto a la referencia, Tabla 9.

El sistema de instrumentación nuclear genera la señal de disparo del reactor y turbina ante esta desviación de nivel. Se observa en la Gráfica 23 que el momento del disparo se produce en el minuto 1:41 de la simulación.



Gráfica 23. Potencia Nuclear en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Se pueden observar los cambios que provocan el disparo y la rotura en la Gráfica 24 tras el minuto 1:00 de simulación. En el caso del rango ancho pasa de -240 cm a -265 cm. Sin embargo, el cambio que se produce en rango estrecho es más significativo ya que pasa de 0 cm a -53 cm en el mismo intervalo de tiempo de 23 segundos.

Gráfica 24. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Estos cambios en el nivel están motivados por la pérdida de caudal a través de la tobera superior del generador de vapor debido a la rotura. En la Gráfica 25 queda patente que esta pérdida es muy brusca ya que los conductos se encuentran a presiones altas y el agua escapa a gran velocidad. Pasados 44 segundos desde que se produce la rotura este caudal comienza a tomar valores negativos, lo que significa que la dirección del flujo se ha invertido y en ese momento el inventario del generador de vapor está escapando del mismo junto con toda la aportación procedente del sistema de agua de alimentación.

0

20

40

60

80

100

120

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pote

ncia

Nuc

lear

(%)

Tiempo (min)

-800

-700

-600

-500

-400

-300

-200

-100

000:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Niv

eles

Ran

gos

GV

(cm

)

Tiempo (min)

Rango Ancho

Rango Estrecho



Gráfica 25. Caudal Tobera Superior del GV en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

También se observa cómo el caudal alcanza un valor mínimo de -873,79 Tm/h en el minuto 2:59. A partir de este momento comienza a aumentar suavemente, pero sin llegar a recuperar valores positivos, esto se debe a la combinación de dos efectos. Por una parte, la despresurización del generador de vapor hace que la velocidad por la rotura sea menor. Por otra parte, en el minuto 7:09 de la simulación el operador cierra la válvula de alimentación principal con la intención de aislar el generador de vapor y finalizar la pérdida de inventario a través de la rotura. Sin embargo, pese a cerrar esta válvula la pérdida no cesa ya que se trata de una rotura no aislable, pero la cantidad de inventario perdido disminuye ya que el circuito de agua de alimentación está bloqueado con el cierre de esta válvula y deja de perderse esta agua.

Al quedar aislado este sistema con el cierre de la válvula de alimentación principal se paran en el minuto 12:10 los dos trenes de condensado y agua de alimentación ya que son inútiles en la gestión de la malfunción.

En el minuto 11:45 de la simulación se coloca el selector de la turbobomba de emergencia en parada para evitar que esta pueda entrar en funcionamiento de forma automática y se produzca una retirada de inventario del generador de vapor que sería contraproducente.

La siguiente acción tomada por el operador es reducir el caudal al generador de vapor ya que el ritmo de enfriamiento en rama la fría del sistema del refrigerante del reactor es superior a 55ºC/h. Este ritmo de enfriamiento es superior al deseado, por lo que se reduce el caudal de procedente de las motobombas del sistema de alimentación auxiliar a 10 m3 /s en el minuto 13:10 de la simulación.

En la Gráfica 26 se puede observar la evolución del caudal al generador de vapor a través de las motobombas del sistema de alimentación auxiliar. Estas entran en funcionamiento de manera automática al saltar la alarma de bajo nivel de rango ancho en el generador de vapor en el minuto 3:10 para tratar de compensar este descenso. En la Gráfica 24 se aprecia cómo desde el minuto 3:10 hasta el 13:10 el nivel de rango ancho se estabiliza e incluso aumenta suavemente gracias a la acción de las motobombas, y, de nuevo comienza a bajar por la reducción de caudal en el minuto 13:10.

-1000

-800

-600

-400

-200

0

200

400

600

800

1000

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Cau

dal T

ober

a Su

perio

r del

GV

(T

m/h

)

Tiempo (min)



Gráfica 26. Caudal Descarga Motobombas AFW en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

En el minuto 14:40 el operador rearma los trenes de inyección de seguridad para reactivar la posibilidad de maniobra para algunos componentes eléctricos de estos trenes, ya que se encuentra activo desde que en el minuto 7:00 entra en funcionamiento de manera automática. Entre estos dos tiempos de simulación el sistema de inyección de seguridad se encuentra activo, pero sin capacidad de inyectar ya que la presión del primario no ha bajado lo suficiente.

Gráfica 27. Presión en el GV en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Se llega al momento en el que el operador diagnostica la rotura no aislable aguas abajo de la tobera de admisión del generador de vapor, entorno al minuto 16:00. Uno de los parámetros que ayudan al operador en esta tarea es la presión en el generador de vapor representado en el Gráfica 27. Esta presión aumenta momentáneamente tras el disparo del reactor ya que se realiza a la vez el bypass de la turbina y queda acumulada más cantidad de vapor durante unos minutos. Sin embargo, la tendencia de la presión

0

5

10

15

20

25

30

35

40

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Cau

dal D

esca

rga

Mot

obom

bas

AFW

(m

3 /s)

Tiempo (min)

0

10

20

30

40

50

60

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pres

ión

en e

l GV

(kg/

cm2 )

Tiempo (min)



rápidamente pasa a ser descendente de manera incontrolada pese a haber aislado el generador de vapor en el minuto 7:09.

Llevar a cabo un diagnóstico rápido es crucial para evitar que la fuga de inventario inunde compartimentos en los que se puedan ocasionar fallos de componentes o sistemas de la central. Tras el diagnóstico el seguimiento del POE acaba y se deben realizar acciones manuales con el fin de reducir la presión en el primario lo antes posible alcanzando la presión adecuada para que entre en funcionamiento el sistema de evacuación de calor residual y poder refrigerar el primario de forma alternativa al secundario.

El nivel en el presionador lleva a cero desde el minuto 10:23 de la simulación (Gráfica 29). Por lo que uno de los objetivos es llevarlo de nuevo a valores aceptables, es decir, a un nivel por encima del 12%. Para ello se pone en funcionamiento la segunda bomba de carga del sistema de control químico volumétrico en el minuto 16:50 como se ve en la Gráfica 28. Sin embargo, esto no será suficiente para subir el nivel por lo que se abre la válvula de la ducha o spray del presionador.

Dos precauciones deberán llevarse a cabo para que el llenado y la despresurización se lleven a cabo de forma correcta. Por una parte, el operador desconecta los calentadores del presionador para evitar que se conecten de forma automática produciendo un ascenso de presión indeseado. Por otra parte, el operador sitúa en posición de bloqueo ambas bombas del sistema de inyección de seguridad para evitar que la presión del primario ascienda mientras se produce el llenado del presionador.

Gráfica 28. Caudal de Carga en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Desde el minuto 16:50 hasta el 21:31 se produce el llenado lento del presionador hasta el nivel mínimo de 12% indicado anteriormente (Gráfica 29). En ese momento se cierra la válvula de la ducha o spray del presionador y se desconecta una de las bombas de carga (Gráfica 28).

Una vez alcanzada esta situación se lleva a cabo un proceso de despresurización rápida del circuito primario. Para ello se llevan a cabo sucesivos alivios de vapor abriendo la válvula de alivio del presionador. Cada uno de estos alivios se ve reflejado en los

0

20

40

60

80

100

120

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Cau

dal d

e C

arga

(lpm

)

Tiempo (min)



sucesivos picos que se aprecian tanto en el nivel del presionador (Gráfica 29) y en el vapor de la presión del presionador (Gráfica 30).

Gráfica 29. Nivel en el Presionador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Gráfica 30. Presión en el Presionador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Si este proceso no se llevase a cabo en una simulación o si el objetivo de la misma fuese el entrenamiento de los operadores que trabajarán en la sala de control este proceso de despresurización se llevaría de una forma mucho más pausada como ya se explicó en el apartado 4.3.2.

Durante este proceso de despresurización se alcanza una presión en el primario suficientemente baja como para que comience a descargar el acumulador en el minuto 23:33 (Gráfica 31), esta descarga es inevitable ya que el simulador no permite bloquear la válvula que aislaría el acumulador. Esto se debe a ajustes preestablecidos por

0

10

20

30

40

50

60

70

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Niv

el e

n el

Pre

sion

ador

(%)

Tiempo (min)

0

20

40

60

80

100

120

140

160

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pres

ión

en e

l Pre

sion

ador

(k

g/cm

2 )

Tiempo (min)



cuestiones de seguridad ya que la central se encuentra en una situación en la que es pertinente que las salvaguardias tecnológicas entren en funcionamiento.

Gráfica 31. Nivel en el Acumulador en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Se observa que se produce una marcada tendencia hacia las condiciones de presión (28 kg/cm2) y temperatura (177ºC) para que entre en funcionamiento el sistema de evacuación de calor residual y llevar a la central a una situación de parada fría.

Gráfica 32. Temperatura Media en BOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

La simulación finaliza en el minuto 30:00, como se ha dicho, de manera intencionada para tener una forma más sencilla de comparar la evolución de la central dependiendo del momento del ciclo de vida del combustible. La situación final queda reflejada en la Imagen 21.

0

10

20

30

40

50

60

70

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Niv

el e

n el

Acu

mul

ador

(%)

Tiempo (min)

170

190

210

230

250

270

290

310

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Tem

pera

tura

Med

ia (º

C)

Tiempo (min)



Imagen 21. Situación final del NSSS-SI-AFW en BOL. Fuente: SGIZ.15

4.2.3.2. MOL

Se realiza un análisis de la evolución de la central en el caso de que la condición inicial sea la de mitad de vida o MOL. Para evitar proporcionar información redundante, el análisis es más escueto que en el caso estudiado para BOL.

Gráfica 33. Potencia Nuclear en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

En el minuto 1:00 de la simulación se produce la rotura no aislable en el circuito de agua de alimentación. En este momento comienzan a producirse desequilibrios en el generador

15 Esta imagen sirve como referencia para la situación final de las tres simulaciones.

0

20

40

60

80

100

120

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pote

ncia

Nuc

lear

(%)

Tiempo (min)



de vapor, Tabla 9, que provocan el disparo del reactor por parte del sistema de instrumentación nuclear en el minuto 1:41 de la simulación (Gráfica 33).


Se pueden observar los cambios que provocan el disparo en la Gráfica 34 tras el minuto 1:00 de simulación. En el caso del rango ancho pasa de -240 cm a -265 cm. Sin embargo, el cambio que se produce en rango estrecho es más significativo ya que pasa de 0 cm a -53 cm en el mismo intervalo de tiempo de 23 segundos. Estos cambios están motivados por la pérdida de caudal a través de la tobera superior del generador de vapor debido a la rotura. En la Gráfica 35 queda patente que esta pérdida es muy brusca y que el flujo de agua se invierte.

Gráfica 35. Caudal Tobera Superior del GV en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

El caudal alcanza un valor negativo rápidamente, a partir del minuto 1:43. El valor mínimo se alcanza el minuto 2:59, siendo -873,80 Tm/h. A partir de este momento comienza a aumentar suavemente, pero sin llegar a recuperar valores positivos. Este

-800

-700

-600

-500

-400

-300

-200

-100

000:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Niv

eles

Ran

gos G

V (c

m)

Tiempo (min)

Rango Ancho

Rango Estrecho

-1000-800-600-400-200

0200400600800

10001200

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Cau

dal T

ober

a Su

perio

r del

GV

(T

m/h

)

Tiempo (min)



aumento ligero se debe a la despresurización del generador de vapor y al cierre de la válvula de alimentación principal en el minuto 7:09.

Tras el cierre de la válvula de alimentación principal el funcionamiento del sistema de condensado y agua de alimentación resulta inútil en la gestión del accidente por lo que en el minuto 12:10 se paran los dos trenes de condensado y agua de alimentación.

Gráfica 36. Caudal Descarga Motobombas AFW en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

En la Gráfica 36 se puede observar la evolución del caudal al generador de vapor a través de las motobombas del sistema de alimentación auxiliar. Estas entran en funcionamiento de manera automática en el minuto 3:10 para tratar de compensar el descenso del nivel en el generador de vapor. En la Gráfica 34 se aprecia cómo desde el minuto 3:10 hasta el 13:10 el nivel de rango ancho se estabiliza e incluso aumenta suavemente gracias a la acción de las motobombas, y, de nuevo comienza a bajar por la reducción de caudal en el minuto 13:10. Esta reducción de caudal se debe a que el ritmo de enfriamiento de la rama fría es superior 55ºC/h.

Gráfica 37. Presión en el GV en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

0

5

10

15

20

25

30

35

40

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Cau

dal D

esca

rga

Mot

obom

bas

AFW

(kg

/s)

Tiempo (min)

0

10

20

30

40

50

60

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pres

ión

en e

l GV

(kg/

cm2 )

Tiempo (min)



El operador diagnostica la rotura no aislable entorno al minuto 16:00. Para el diagnóstico resulta muy útil la observación de la Gráfica 37, ya que la presión en el generador de vapor tiene tendencia descendente de manera incontrolada pese a haber aislado el generador de vapor en el minuto 7:09.

Comienzan en este momento las acciones que tratan de llevar a la central a parada fría. Se trata de conseguir un nivel aceptable en el presionador y tendencias adecuadas en presión y temperatura para que el sistema de evacuación de calor residual pueda entrar en funcionamiento.

En la Gráfica 39 se representa la evolución del nivel en el presionador el cual lleva a cero desde el minuto 10:25 de la simulación. Se debe alcanzar un valor superior al 12% poniendo en funcionamiento la segunda bomba de carga del sistema de control químico volumétrico en el minuto 16:55 como se ve en la Gráfica 38.

También es necesario abrir la válvula de la ducha o spray del presionador, apagar los calentadores del presionador y bloquear las bombas del sistema de inyección.

Gráfica 38. Caudal de Carga en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.


Una vez alcanzada esta situación se lleva a cabo un proceso de despresurización rápida del circuito primario. Para ello se llevan a cabo sucesivos alivios de vapor abriendo la válvula de alivio del presionador. Cada uno de estos alivios se ve reflejado en los sucesivos picos que se aprecian tanto en el nivel del presionador (Gráfica 39) como en el vapor de la presión del presionador (Gráfica 40)

0

20

40

60

80

100

120

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Cau

dal d

e C

arga

(lpm

)

Tiempo (min)



Gráfica 39. Nivel en el Presionador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Gráfica 40. Presión en el Presionador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Durante este proceso de despresurización se alcanza una presión en el primario suficientemente baja como para que comience a descargar el acumulador en el minuto 23:35 (Gráfica 41), esta descarga es inevitable ya que el simulador no permite bloquear la válvula que aislaría el acumulador.

Esto se debe a ajustes preestablecidos por cuestiones de seguridad ya que la central se encuentra en una situación en la que es pertinente que las salvaguardias tecnológicas entren en funcionamiento.

0

10

20

30

40

50

60

70

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Niv

el e

n el

Pre

sion

ador

(%)

Tiempo (min)

0

20

40

60

80

100

120

140

160

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pres

ión

en e

l Pre

sion

ador

(kg/

cm2 )

Tiempo (min)



Gráfica 41. Nivel en el Acumulador en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Gráfica 42. Temperatura Media en MOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.


La simulación finaliza en el minuto 30:00, como se ha dicho, de manera intencionada para tener una forma más sencilla de comparar la evolución de la central dependiendo del momento del ciclo de vida del combustible. La situación final queda reflejada, de manera aproximada, en la Imagen 21.

0

10

20

30

40

50

60

70

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Niv

el e

n el

acu

mul

ador

(%)

Tiempo (min)

170

190

210

230

250

270

290

310

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Tem

pera

tura

Med

ia (º

C)

Tiempo (min)



4.2.3.3. EOL

Se realiza un análisis de la evolución de la central en el caso de que la condición inicial sea la de final de vida o EOL. Para evitar proporcionar información redundante, el análisis es más escueto que en el caso estudiado para BOL, de manera similar a como se ha hecho en el caso de MOL.

Gráfica 43. Potencia Nuclear en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

En el minuto 1:00 de la simulación se produce la rotura no aislable en el circuito de agua de alimentación. En este momento comienzan a producirse desequilibrios en el generador de vapor, Tabla 9, que provocan el disparo del reactor en el minuto 1:41 de la simulación.

Gráfica 44. Nivel de Rango Ancho y Estrecho del Generador de Vapor en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Se pueden observar los cambios que provocan el disparo en la Gráfica 44 tras el minuto 1:00 de simulación. En el caso del rango ancho pasa de -240 cm a -265 cm. Sin embargo, el cambio que se produce en rango estrecho es más significativo ya que pasa de 0 cm a -

0

20

40

60

80

100

120

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pote

ncia

Nuc

lear

(%)

Tiempo (min)

-800

-700

-600

-500

-400

-300

-200

-100

000:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Niv

eles

Ran

gos G

V (c

m)

Tiempo (min)

Rango Ancho

Rango Estrecho



53 cm en el mismo intervalo de tiempo de 23 segundos. Estos cambios están motivados por la pérdida de caudal a través de la tobera superior del generador de vapor debido a la rotura. En la Gráfica 45 queda patente que esta pérdida es muy brusca y que el flujo de agua se invierte.

Gráfica 45. Caudal Tobera Superior del GV en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

El caudal alcanza un valor negativo rápidamente, a partir del minuto 1:43. El valor mínimo se alcanza el minuto 2:59, siendo -873,76 Tm/h. A partir de este momento comienza a aumentar suavemente, pero sin llegar a recuperar valores positivos. Este aumento ligero se debe a la despresurización del generador de vapor y al cierre de la válvula de alimentación principal en el minuto 7:09.

Tras el cierre de la válvula de alimentación principal el funcionamiento del sistema de condensado y agua de alimentación resulta inútil en la gestión del accidente por lo que en el minuto 12:10 se paran los dos trenes de condensado y agua de alimentación.

Gráfica 46. Caudal Descarga Motobombas AFW en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

-1000-800-600-400-200

0200400600800

10001200

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Cau

dal T

ober

a Su

perio

r del

GV

(T

m/h

)

Tiempo (min)

0

5

10

15

20

25

30

35

40

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Cau

dal D

esca

rga

Mot

obom

bas

AFW

(kg

/s)

Tiempo (min)



En la Gráfica 46 se puede observar la evolución del caudal al generador de vapor a través de las motobombas del sistema de alimentación auxiliar. Estas entran en funcionamiento de manera automática en el minuto 3:10 para tratar de compensar el descenso del nivel en el generador de vapor. En la Gráfica 44 se aprecia cómo desde el minuto 3:10 hasta el 13:10 el nivel de rango ancho se estabiliza e incluso aumenta suavemente gracias a la acción de las motobombas, y, de nuevo comienza a bajar por la reducción de caudal en el minuto 13:10. Esta reducción de caudal se debe a que el ritmo de enfriamiento de la rama fría es superior 55ºC/h.

Gráfica 47. Presión en el GV en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

El operador diagnostica la rotura no aislable entorno al minuto 16:00. Para el diagnóstico resulta muy útil la observación de la Gráfica 47, ya que la presión en el generador de vapor tiene tendencia descendente de manera incontrolada pese a haber aislado el generador de vapor en el minuto 7:09.

Comienzan en este momento las acciones que tratan de llevar a la central a parada fría. Se trata de conseguir un nivel aceptable en el presionador y tendencias adecuadas en presión y temperatura para que el sistema de evacuación de calor residual pueda entrar en funcionamiento.

En la Gráfica 49 se representa la evolución del nivel en el presionador el cual lleva a cero desde el minuto 10:25 de la simulación. Se debe alcanzar un valor superior al 12% poniendo en funcionamiento la segunda bomba de carga del sistema de control químico volumétrico en el minuto 16:55 como se ve en la Gráfica 48.

También es necesario abrir la válvula de la ducha o spray del presionador, apagar los calentadores del presionador y bloquear las bombas del sistema de inyección.

0

10

20

30

40

50

60

00:00 04:15 08:30 12:45 16:59 21:15 25:30 29:45

Pres

ión

en e

l GV

(kg/

cm2 )

Tiempo (min)



Gráfica 48. Caudal de Carga en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.


Una vez alcanzada esta situación se lleva a cabo un proceso de despresurización rápida del circuito primario. Para ello se llevan a cabo sucesivos alivios de vapor abriendo la válvula de alivio del presionador. Cada uno de estos alivios se ve reflejado en los sucesivos picos que se aprecian tanto en el nivel del presionador (Gráfica 49) como en el vapor de la presión del presionador (Gráfica 50)

Gráfica 49. Nivel en el Presionador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

0

20

40

60

80

100

120

00:00 04:15 08:30 12:45 16:59 21:15 25:30 29:45

Cau

dal d

e C

arga

(lpm

)

Tiempo (min)

0

10

20

30

40

50

60

70

00:00 04:15 08:30 12:45 16:59 21:15 25:30 29:45

Niv

el e

n el

Pre

sion

ador

(%)

Tiempo (min)



Gráfica 50. Presión en el Presionador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Gráfica 51. Nivel en el Acumulador en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Durante este proceso de despresurización se alcanza una presión en el primario suficientemente baja como para que comience a descargar el acumulador en el minuto 23:45 (Gráfica 51), esta descarga es inevitable ya que el simulador no permite bloquear la válvula que aislaría el acumulador. Esto se debe a ajustes preestablecidos por cuestiones de seguridad ya que la central se encuentra en una situación en la que es pertinente que las salvaguardias tecnológicas entren en funcionamiento.


0

20

40

60

80

100

120

140

160

00:00 04:15 08:30 12:45 16:59 21:15 25:30

Pres

ión

en e

l Pre

sion

ador

(kg/

cm2 )

Tiempo (min)

0

10

20

30

40

50

60

70

00:00 04:15 08:30 12:45 16:59 21:15 25:30 29:45

Niv

el e

n el

acu

mul

ador

(%)

Tiempo (min)



Gráfica 52. Temperatura Media en EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

La simulación finaliza en el minuto 30:00, como se ha dicho, de manera intencionada para tener una forma más sencilla de comparar la evolución de la central dependiendo del momento del ciclo de vida del combustible. La situación final queda reflejada, de manera aproximada, en la Imagen 21.

170

190

210

230

250

270

290

310

00:00 04:15 08:30 12:45 16:59 21:15 25:30 29:45

Tem

pera

tura

Med

ia (º

C)

Tiempo (min)



CAPÍTULO 5: CONCLUSIONES, LÍNEAS FUTURAS Y RESPONSABILIDAD SOCIAL

Contenido

Introducción. Malfunción 1: Disparo de la bomba de condensado A. Malfunción 2: Rotura no aislable de agua de alimentación. Conclusiones conjuntas. Líneas futuras. Responsabilidad social.

5.1. INTRODUCCIÓN

En el presente capítulo se hace una comparación general de la evolución de la central para las tres condiciones de vida de las dos malfunciones simuladas, teniéndose en cuenta que ya se ha explicado de forma detallada qué ocurre en cada una de las simulaciones realizadas en el Capítulo 4. Por otra parte, se proponen líneas futuras para próximos trabajos que podrán llevarse a cabo en el SGIZ, así como, aspectos relacionados con la responsabilidad social.

5.2. MALFUNCIÓN 1: DISPARO DE LA BOMBA DE CONDENSADO A

Con el objetivo de que exista un hilo conductor para determinar las conclusiones pertinentes se llevará a cabo un repaso general de algunos de parámetros analizados en el apartado 4.2.3. señalando las diferencias y similitudes entre los tres momentos de vida.

Para las tres condiciones de vida del combustible se produce el disparo de la bomba de condensado A en el minuto 1:00 de la simulación, como está programado.

Uno de los momentos que marca el resto de la evolución de la central es el del disparo del reactor. En el caso de BOL y MOL este se produce en el minuto 1:50 mientras que en el caso de EOL lo hace en el minuto 4:17 como puede observarse en la Gráfica 53.

Gráfica 53. Potencia Nuclear en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

0

20

40

60

80

100

120

00:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Pote

ncia

Nuc

lear

(%)

Tiempo (min)

100%BOL

100%MOL

100%EOL

5. CONCLUSIONES, LÍNEAS FUTURAS Y RESPONSABILIDAD SOCIAL


Cabría pensar a que este retardo en el momento del disparo del reactor está relacionado con el cambio de la condición inicial. Sin embargo, la diferencia principal que existe dependiendo de la condición de vida que se programe es la cantidad de calor residual que producen los productos de fisión, siendo mayor cuanto mayor sea el tiempo de vida del combustible. Durante la operación normal de la central el calor residual es despreciable frente al calor generado por las fisiones que se producen en el núcleo. Por tanto, se puede afirmar que, a efectos prácticos, la situación en el primario es la misma en los tres casos hasta que se produzca el disparo del reactor.

En este caso, las causas que motivan el disparo del reactor son la disminución del caudal de agua de alimentación al generador de vapor y el bajo nivel en el mismo, que a su vez están relacionados entre sí.

Por tanto, si el fallo de la bomba se da en el mismo momento de la simulación, el proceso de disparo es de carácter únicamente hidráulico16 y la situación en el primario es exactamente la misma en las tres situaciones, el retardo en el disparo del reactor se debe a una desviación en la simulación del disparo de la bomba de condensado A. Esta desviación se puede observar en la Gráfica 54, donde el caudal al generador de vapor es prácticamente el mismo para BOL y MOL y cambia radicalmente para EOL, sin producirse ni siquiera inversión de flujo, lo que hace que el disparo del reactor se retarde más de dos minutos.

Esta diferencia en el caudal de entrada (o salida) del generador de vapor es la razón por la que el nivel de rango estrecho también resulta ser diferente en el caso de EOL, Gráfica 55. Esto no es de extrañar puesto que, como se ha dicho anteriormente, estas dos variables están estrechamente relacionadas.

Gráfica 54. Caudal al GV en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

16 Tecnología de Centrales Nucleares PWR (Fundamentos). Centro de Adiestramiento. Tecnatom.

-1000

-500

0

500

1000

1500

00:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Cau

dal a

l GV

(Tm

/h)

Tiempo (min)

100%BOL

100%MOL

100%EOL



Gráfica 55. Nivel de Rango Estrecho del GV en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

En lo referente a la temperatura media, la evolución en BOL y MOL es la misma, como se puede observar en la Gráfica 56. Como cabe esperar, el retardo en el disparo conduce a un retardo igual en la de la evolución de la presión para la simulación de EOL, pero la representación gráfica permite apreciar que esta es la única diferencia de tendencia. Esta explicación es igualmente válida para la evolución de la presión en el presionador y el nivel en el presionador.

Gráfica 56. Temperatura Media en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

La desviación comentada en el fallo de la bomba de condensado A no influye al análisis de la influencia del momento de vida del combustible. Esto se debe a que, salvando el retardo del momento del disparo la evolución de la central resulta exactamente igual. Por tanto, se puede afirmar que el momento de vida del combustible (BOL, MOL, EOL) no influye ni en la gestión del accidente ni en la evolución de la central.

-140

-120

-100

-80

-60

-40

-20

000:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Niv

el R

ango

Est

rech

o de

l GV

(c

m)

Tiempo (min)

100%BOL

100%MOL

100%EOL

265

270

275

280

285

290

295

300

00:00 04:23 08:56 13:11 17:26 21:41

Tem

pera

tura

Med

ia (º

C)

Tiempo (min)

100%BOL

100%MOL

100%EOL



En último lugar, se clasifica esta malfunción de acuerdo con la escala INES. El disparo de una de la bombas de condensado, es un suceso con iniciador en el que no se produce liberación de radiación por lo que se clasifica conforme a la Tabla 1317.

1. Para la frecuencia del suceso: (2) Media/Posible, inferior a 3. 10-4 veces al año.

2. Para la disponibilidad de los sistemas de seguridad para mitigar el accidente: (A) Total, durante toda la simulación se encuentran disponibles y funcionan correctamente.

3. Se obtiene la clasificación en la intersección: 1.

5.3. MALFUNCIÓN 2: ROTURA NO AISLABLE DE AGUA DE ALIMENTACIÓN

De manera análoga a como se ha procedido con la malfunción 1, se lleva a cabo un repaso a grandes rasgos de algunos de los parámetros analizados en el apartado 4.3.3. señalando las diferencias y similitudes entre los tres momentos de vida para alcanzar, así, a la conclusión.

En las tres simulaciones se produce en el minuto 1:00, como está programado, la rotura no aislable de agua de alimentación. En este momento comienzan los desequilibrios en el nivel en el generador de vapor que provocan el disparo del reactor en el minuto 1:41. Por tanto, no existe ninguna diferencia ni en el momento del disparo ni en los desequilibrios.

Gráfica 57. Potencia Nuclear en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

En lo referente a la presión del generador de vapor, las tres evoluciones coinciden a la perfección como se observa en la Gráfica 58 donde es difícil, pese a la diferencia de colores, distinguir las tres representaciones. Lo mismo sucede con el caudal a través de la tobera superior del generador de vapor, el caudal de descarga de las motobombas del AFW y el caudal de carga.

17 Consultar ANEXO A

0

20

40

60

80

100

120

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pote

ncia

Nuc

lear

(%)

Tiempo (min)

100%BOL

100%MOL

100%EOL



Gráfica 58. Presión en el GV en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Aunque algunas de las variables mencionadas anteriormente estén intrínsecamente relacionadas con las acciones realizadas por el operador, después de mucho entrenamiento, se han ejecutado en los mismos instantes para las tres simulaciones con la intención de que la actuación humana no influya en el análisis.

Gráfica 59. Nivel en el Presionador en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Sin embargo, los alivios necesarios para la despresurización rápida del primario son muy sensibles y resultan más complicados de controlar que la simple activación de una bomba. De este modo, en los últimos minutos de la Gráfica 59 se puede ver cómo las tres simulaciones presentan un comportamiento ligeramente diferente. Es importante comprender que estas diferencias se deben a la actuación del operador y no a la situación de la central, como queda demostrado con el hecho de que la presión en el presionador y la temperatura media sea prácticamente igual en las tres situaciones de vida del combustible (Gráfica 60).

0

10

20

30

40

50

60

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pres

ión

en e

l GV

(kg/

cm2 )

Tiempo (min)

100%BOL

100%MOL

100%EOL

0

10

20

30

40

50

60

70

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Niv

el e

n el

Pre

sion

ador

(%)

Tiempo (min)

100%BOL

100%MOL

100%EOL



Gráfica 60. Presión en el Presionador en BOL, MOL y EOL. Fuente: Adaptación del SGIZ.

Con todo esto, se puede afirmar que el momento de vida del combustible (BOL, MOL, EOL) no influye ni en la gestión del accidente ni en la evolución de la central. Durante esta simulación el operador está sometido a mucho estrés ya que son muchas las acciones que debe ejecutar, por lo que sería conveniente formarle para que sea capaz de identificar el tipo de accidente que está teniendo lugar rápidamente facilitando la gestión del mismo.

En último lugar, se clasifica esta malfunción de acuerdo con la escala INES. La rotura no aislable de agua de alimentación principal, es un suceso con iniciador en el que no se produce liberación de radiación por lo que se clasifica conforme a la Tabla 1318.

1. Para la frecuencia del suceso: (2) Media/Posible, inferior a 3. 10-4 veces al año.

2. Para la disponibilidad de los sistemas de seguridad para mitigar el accidente: (A) Total, durante toda la simulación se encuentran disponibles y funcionan correctamente.

3. Se obtiene la clasificación en la intersección: 1.

5.4. CONCLUSIONES CONJUNTAS

Con las dos malfunciones estudiadas se ha pretendido hacer un barrido de las posibles situaciones que pueden tener lugar en el circuito de condensado y agua de alimentación principal ya que se han elegido dos casos extremos. Aunque, según la escala INES, ambas quedan clasificadas como sucesos de tipo 1.

Por una parte, el disparo de una bomba de condensado como uno de los accidentes más simples y, por otro lado, una rotura no aislable como uno de los accidentes más graves que pueden tener lugar en este sistema. Esta diferencia también se ve reflejada en la cantidad de acciones ejecutadas por el operador, así como también, en el estrés al que este se ve sometido. La recopilación de alarmas para cada transitorio permitiría a un futuro operador identificar rápidamente la malfunción ante la que se encuentra.

18 Consultar ANEXO A

0

20

40

60

80

100

120

140

160

00:00 04:15 08:30 12:45 17:00 21:15 25:30 29:45

Pres

ión

en e

l Pre

sion

ador

(k

g/cm

2 )

Tiempo (min)

100%BOL

100%MOL

100%EOL



Este estudio conduce a una clara conclusión: los accidentes no resultan ser lo suficientemente severos19 como para que el calor residual llegue a influir sobre la gestión y evolución de la central. Es decir, el momento de vida del combustible es indiferente ante algún tipo de malfunción como las estudiadas.

5.5. LÍNEAS FUTURAS

Tras el estudio sobre la influencia de la condición de vida del combustible en la evolución de la central tras producirse malfunciones relacionadas con el sistema de condensado y agua de alimentación principal, se plantean nuevas líneas de investigación. La tendencia natural sería a realizar un estudio análogo referido a malfunciones relacionadas con otro sistema de la central.

Un sistema interesante para el estudio sería el eléctrico, tomando como referencia alguno de los problemas que tuvieron lugar en el accidente de Fukushima, de hecho, ya se está llevando a cabo para otro Trabajo de Fin de Grado.

Otros sistemas interesantes serían el de inyección de seguridad tras producirse un LOCA de distintas severidades o un LOCA en rama caliente, o el sistema de evacuación de calor residual, nuevamente tras un LOCA.

Incluso sin hacer uso de la nueva función que permite variar la vida del combustible, quedan una gran cantidad de transitorios por estudiar. Además, otra de las opciones para trabajar en el simulador es la combinación de varias malfunciones menores.

Por último, cabe decir que el trabajo en el SGIZ tiene aún un largo horizonte temporal en la UPM como herramienta formativa y de investigación, así como motor para incentivar los estudios relacionados con la ciencia y tecnología nuclear.

5.6. RESPONSABILIDAD SOCIAL

En este apartado se analizan cuáles son las aportaciones de la energía nuclear al mejoramiento social, económico y ambiental. Para ello, se han tomado como base de referencia los Objetivos de Desarrollo Sostenible elaborados por la ONU en 201620, se analiza por tanto cómo contribuye la energía nuclear al cumplimiento de algunos de ellos.

La energía nuclear tiene como beneficios principales:

• Garantiza el abastecimiento eléctrico y produce electricidad de forma constante con precios estables y predecibles.

• Garantiza la fiabilidad en el combustible, ya que el uranio es muy abundante en la naturaleza, no tiene otro uso y proviene de países geopolíticamente estables.

• Proporciona estabilidad en el funcionamiento del sistema eléctrico asegurando la independencia energética de un país.

19 En otro de los trabajos llevados a cabo en el SGIZ se concluye que la condición de vida del combustible influye en la evolución de la central en el caso de producirse un LOCA suficientemente severo. 20 Los 17 Objetivos de Desarrollo Sostenible (ODS) de la Agenda 2030 para el Desarrollo Sostenible entraron en vigor oficialmente el 1 de enero de 2016.



• No emite gases de efecto invernadero en su operación. En el año 2016, el parque nuclear mundial evitó la emisión de 2.000 millones de toneladas de CO2, lo que equivale el 6,5% del total mundial.

• Crea empleo e impulsa la economía. En la Unión Europea el sector nuclear generó 800.000 puesto de trabajo cualificados y 70.000 millones de euros de facturación anual.

• Fomenta la innovación. Proyectos como ITER cuyo objetivo es determinar la viabilidad tecnológica y económica de la fusión nuclear por confinamiento magnético para la generación eléctrica demuestran que el sector nuclear trata de desarrollar nuevas tecnologías de manera constante.

Estos beneficios están relacionados de forma directa con los Objetivos de Desarrollo Sostenible:

• Objetivo 7: Garantizar el acceso a una energía asequible, segura, sostenible y moderna para todos.

• Objetivo 8: Promover el crecimiento económico sostenido, inclusivo y sostenible, el empleo pleno y productivo y el trabajo decente para todos.

• Objetivo 9: Construir infraestructuras resilientes, promover la industrialización inclusiva y sostenible y fomentar la innovación.

• Objetivo 10: Reducir la desigualdad en y entre los países.

• Objetivo 13: Adoptar medidas urgentes para combatir el cambio climático y sus efectos

Si se tiene una visión más amplia de la energía nuclear y también se incluyen en este análisis las aplicaciones médicas que tiene la ciencia y tecnología nuclear, se puede añadir a la lista:

• Objetivo 3: Garantizar una vida sana y promover el bienestar para todos en todas las edades. El diagnóstico precoz y los tratamientos efectivos a través de radionucleidos, y la medicina nuclear en su conjunto juegan un papel muy importante en este objetivo.

Aunque implícito en el Objetivo número 13, otra de las consideraciones que se deben tener en cuenta es la contribución positiva de la energía nuclear en acuerdos contra el cambio climático de carácter vinculante como el COP21.



CAPÍTULO 6: PLANIFICACIÓN TEMPORAL Y PRESUPUESTO

Contenido

Introducción. Planificación temporal. Presupuesto.

6.1. INTRODUCCIÓN

En el presente capítulo se puede consultar la Estructura de Descomposición del Proyecto (EDP), el diagrama de Gantt y el presupuesto del Proyecto. Gracias a este capítulo se conoce el coste del Trabajo y las actividades llevadas a cabo en un marco temporal.

6.2. PLANIFICACIÓN TEMPORAL

6.2.1. ESTRUCTURA DE DESCOMPONSICIÓN DEL PROYECTO

Imagen 22. EDP del Trabajo. Fuente: Elaboración propia.

6. PLANIFICACIÓN TEMPORAL Y PRESUPUESTO


Con el objetivo de economizar el espacio disponible se han empleado algunas abreviaturas, que no han aparecido hasta ahora en el presente documento, en la EDP de la Imagen 22, también aparecen en el diagrama de Gantt de la Imagen 23.21

6.2.2. DIAGRAMA DE GANTT

En el diagrama de Gantt se incluyen las actividades mostradas en la EDP de la Imagen 22 junto con su duración y la relación que existe entre ellas. Para facilitar la compresión del diagrama se incluye la Tabla 10.

Tabla 10. Planificación del Trabajo. Fuente: Elaboración propia.

21 S. M1: Simulación de la malfunción 1; A. M1: Análisis de la malfunción 1; análogo con la 2.



Imagen 23. Diagrama de Gantt. Fuente: Elaboración propia a través de Project Professional.



En la Imagen 23 se han empleado colores diferentes para cada uno de los cinco paquetes de trabajo de primer nivel, facilitando la compresión del diagrama de Gantt.

6.3. PRESUPUESTO

Para elaborar el presupuesto se tiene en cuenta que en el diagrama de Gantt de la Imagen 23 se observa que el Trabajo comienza el día 23/01/17 y finaliza el día 11/07/17, es decir, tiene una duración de 122 días o, aproximadamente, de 6 meses. Cada día contabilizado en el programa Project Profesional equivale a 3 horas de trabajo en la Tabla 10, lo que hace un total de 366 h.

Tabla 11. Presupuesto de elaboración del Trabajo de Fin de Grado. Fuente: Elaboración propia.

Los diferentes conceptos que se consideran en el presupuesto son:

1. Coste laboral del alumno: se toma como hipótesis que el Trabajo ha sido realizado por una ingeniera junior. Se considera que los honorarios correspondientes serán media entre la base mínima y máxima de la cotización de la seguridad social en la categoría de Ingenieros y Licenciados o Ingenieros Técnicos, Peritos y ayudantes titulados: 10 €/h.

2. Coste laboral de la tutora: a lo largo del Trabajo, la tutora académica ha empleado 20 horas, incluyendo reuniones, recopilación de material y corrección. Se le asigna un coste unitario de 35 €/h.

3. Coste laboral de la ayudante de la tutora: a lo largo del Trabajo, una de las becarias del Departamento ha empleado tiempo de asesoramiento, 15 horas. Se le asigna un coste unitario de 10 €/h.

4. Ordenador y software: en la realización del Trabajo se ha utilizado un ordenador personal de 1500 €, considerado un periodo de amortización de 4 años, se imputa



un coste que asciende a 31,25 €/mes. También se ha utilizado el SGIZ que pertenece al Departamento de Ingeniería Nuclear de la ETSII-UPM con un precio inicial de 460 millones de pesetas en 1992, sin embargo, se considerará coste nulo al tratarse de una donación. Por último, se ha empleado la sala en la que se encuentra el SGIZ y de los ordenadores que allí se encuentran, se imputa un coste de 40 €/mes.

Con todo esto, el presupuesto de elaboración del trabajo asciende a CINCO MIL NOVECIENTOS SETENTA Y CUATRO EUROS CON TREINTA Y OCHO CÉNTIMOS DE EURO.



BIBLIOGRAFÍA

Consejo de Seguridad Nuclear (España). (1999). Las centrales nucleares españolas . Consejo de Seguridad Nuclear.

Ahnert Iglesias, C. Apuntes sobre el accidente TMI. Ahnert Iglesias, C. Apuntes sobre escala INES. Central Nuclear José Cabrera. Procedimientos de Operación de Emergencia (POE). Consejo de Seguridad Nuclear. «BOE» núm. 41, de 17 de febrero de 2015. Obtenido de https://www.boe.es/diario_boe/txt.php?id=BOE-A-2015-1595

Consejo de Seguridad Nuclear. Central Nuclear José Cabrera. Obtenido de http://web.archive.org/web/20081204083423/http://www.csn.es/plantillas/frame_centrales.jsp?id_nodo=661&codigo_central=1

Consejo de Seguridad Nuclear. Escala INES. Obtenido de https://www.csn.es/images/stories/publicaciones/otras_publicaciones/folletos_divulgativos/folleto_ines_ok.pdf

Consejo de Seguridad Nuclear. La energía nuclear. Obtenido de https://www.csn.es/la-energia-nuclear

Delgado, J. PROCEDIMIENTOS DE OPERACION Y ESTADOS DE LA PLANTA. Sociedad Nuclear Española.

ENRESA. El Almacen Temporal Centralizado. Obtenido de http://www.enresa.es/esp/inicio/actividades-y-proyectos/atc

F. Hewitt, G., & G. Collier, J. (2000). Introduction to Nuclear Power. CRC Press.

Foro Nuclear. Aplicaciones de la Tecnología Nuclear.

Foro Nuclear. Central Nuclear José Cabrera. Obtenido de http://www.foronuclear.org/es/energia-nuclear/energia-nuclear-en-espana/jose-cabrera-cese-actividad-30-abril-2006?highlight=WyJqb3NlIiwiY2FicmVyYSIsImpvc2UgY2FicmVyYSJd

Foro Nuclear. Cifras de la Energía Nuclear en 2016. Obtenido de http://www.foronuclear.org/images/stories/imagenes/infografias/2016/2016_cifras_energia_nuclear.png

Foro Nuclear. Energía Nuclear y Cambio Climático. Mateo Marín, V. (2015-2016). Análisis de malfunciones en los circuitos de condensado y agua de alimentación. Minguez, E., & Jiménez , G. (2015-2016). Apuntes asignatura Centrales Nucleares GITI. Organización de Naciones Unidas. COP21. Obtenido de http://www.un.org/climatechange/es/blog/category/cop21-paris-es/

Organización de Naciones Unidas. Objetivos de Desarrollo Sostenible. Obtenido de http://www.un.org/sustainabledevelopment/es/objetivos-de-desarrollo-sostenible/

Penche Alonso, M. (2016). SIMULACION DE OPERACION DE UNA CENTRAL NUCLEAR CON EL SIMULADOR GRAFICO INTERACTIVO: LOCA EN RAMA FRIA EN BOL, MOL Y EOL.

BIBLIOGRAFÍA


Seminario Centrales Nucleares y Protección Radiológica (2003-2004. Badajoz). (2004). Centrales nucleares y protección radiológica. Sección de Publicaciones de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales.

Simulador Gráfico Interactivo de Zorita. (Octubre 2006). Manual de Usuario. Sociedad Nuclear Española. Diccionario Nuclear. Obtenido de https://www.sne.es/es/recursos/diccionario-de-terminos-nucleares

Tecnatom S.A. Tecnología de Centrales Nucleares PWR (Fundamentos). Centro de Adiestramiento.

Tenarro Sanz, A., & Tenarro Onrubia, A. Diccionario tecnología nuclear inglés/español. Obtenido de http://www.foronuclear.org/es/publicaciones-y-documentacion/publicaciones/tecnicas/116856-diccionario-tecnologia-nuclear-ingles

Torres Delgado, L., & Martín Guerrero, D. Esquema del Simuladro Gráfico Interactivo de la C.N.Zorita. Unión Fenosa. La Central Nuclear José Cabrera y su Entorno.



ABREVIATURAS

AGP: Almacenamiento Geológico Profundo.

ATC: Almacén Temporal Centralizado.

ATI: Almacén Temporal Individualizado.

BAA: Aporte de Ácido Bórico.

BOL: Principio de Vida.

BWR: Reactor de Agua en Ebullición.

CC – SF: Agua de Componentes.

CD – FW: Sistema de Agua Condensada-Sistema de Agua de Alimentación.

CN: Central Nuclear.

CSN: Consejo de Seguridad Nuclear.

CW-PCI: Sistema de Agua de Circulación-Protección Contra Incendios.

DW: Agua Desmineralizada.

EDP: Estructura de Descomposición del Proyecto.

EL: Circuito Eléctrico.

EOL: Final de Vida.

ESW: Sistema de Agua de Esenciales.

EX – HD: Alimentación de la Turbina.

GE – GD: Generador Eléctrico-Generador Diésel.

GV: Generador de Vapor.

HVSC – HVET – HVAX: Ventilación Sala de Control-Ventilación Edificio Eléctrico-Ventilación Edificio de Turbina y de Auxiliares.

INES: Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos.

LBLOCA: Accidente con Pérdida de Refrigerante por Rotura Grande

LOCA: Accidente con Pérdida de Refrigerante.

LWR: Reactor de Agua Ligera.

MOL: Mitad de Vida.

MS – MSR – GS – TU – OPC – LO: Vapor Principal-Sistema de Recalentadores de Vapor-Purga del Secundario-Turbina-Protección por Sobrevelocidad Turbina- Aceite Turbina.

ABREVIATURAS


NIS: Flujo Neutrónico.

NSSS – SI – AFW: Sistema Nuclear de Generación de Vapor-Sistema de Inyección-Sistema de Alimentación Auxiliar.

POE: Procedimiento de Operación de Emergencia.

PWR: Reactor de Agua a Presión.

RC – HVRC – IA: Recinto de Contención-Sistema de Ventilación Recinto de Contención-Sistema Instrumentación.

RHR – CH: Sistema de Evacuación del Calor Residual-Sistema de Control Químico y Volumétrico.

RM: Medidas de Radiación.

SAP: Sistema de Alta Presión.

SBP: Sistema de Baja Presión.

SGIZ: Simulador Gráfico Interactivo de Zorita.

SI – RWST – BD: Sistema de Inyección de Seguridad-Tanque de Almacenamiento de Agua de Recarga-Sistema de Purga GV.

SBLOCA: Accidente con Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña.

SPR – AST: Sistema de Presión del Reactor-Sistema de Actuación.

TAAR: Tanque de Agua de Alimentación de Recarga.

TMI: Three Mile Island.

TRAC: Código de Análisis de Transitorios del Reactor.



GLOSARIO

Accidente: Alteración grave de una situación operacional pudiendo provocar la liberación de material radiactivo.

Barra de control: Tubos cilíndricos de las mismas dimensiones que las varillas del combustible hechos de material absorbente de neutrones cuya función es proporcionar un medio rápido de control de la reactividad.

BWR: Boiling Water Reactor, reactor de agua en ebullición, donde es el propio vapor formado en la vasija el que se recircula hasta la turbine para generar electricidad.

Despresurización: etapa en la que se produce una pérdida repentina de presión en el recinto de contención.

Disparo: Parada brusca del reactor por la inserción de las barras de control, para evitar o minimizar los efectos de una condición considerada peligrosa.

Fracción de huecos en el núcleo: se trata de la relación vapor/agua en el cuerpo del núcleo, que debe ser cero en condiciones nominales.

Generador de Vapor: en reactores de agua a presión es el intercambiador de calor.

INES: Escala que mide el impacto de un accidente nuclear.

LOCA: Accidente de pérdida de refrigerante en el circuito primario, lo que dificulta la refrigeración del núcleo, poniendo en peligro su integridad. Operador: Persona con licencia que, bajo la supervisión del jefe de la sala de control, es responsable del manejo de los mandos del reactor de acuerdo con las instrucciones y procedimientos establecidos.

Parada fría: Estado de una central nuclear de potencia después de una parada del reactor, tras la cual se reduce la presión y la temperatura del refrigerante hasta valores próximos a las condiciones ambientales.

Recarga: Proceso en el que se sustituye una tanda de elementos combustibles irradiados por otra de combustibles nuevos, efectuando al mismo tiempo, en su caso, la redistribución del combustible en el núcleo.

Presionador: es el depósito de compensación de presión en reactores de agua a presión.

PWR: Pressurized Water Reactor, reactor de agua a presión refrigerado de agua ligera.

Transitorio: Variación significativa de cualquier parámetro de operación respecto a su valor nominal.

Uranio Enriquecido: combustible utilizado en los reactores PWR formado por un 96% de U-238 y un 4% U-235.

Vainas: Cilindro metálico en cuyo interior se encuentran las pastillas de combustible. Su función es generar una estructura firme y está fabricado con materiales con bunas características mecánicas y elevada conductividad como el zircaloy.

ABREVIATURAS


Desarrollo Sostenible: es el desarrollo capaz de satisfacer las necesidades del presente sin comprometer la capacidad de las futuras generaciones para satisfacer sus propias necesidades.



ANEXO A: ESCALA INTERNACIONAL DE SUCESOS NUCLEARES Y RADIOLÓGICOS (INES)

La escala INES es un instrumento que se utiliza en todo el mundo para comunicar al público información sistemática acerca de la importancia de los sucesos nucleares y radiológicos desde el punto de vista de la seguridad.

El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) ha coordinado el desarrollo de la escala en cooperación con la Nuclear Energy Agency (NAE/OCDE) y con el apoyo de más de 60 Estados Miembros.

La escala surgió con el objetivo de clasificar y comunicar los sucesos ocurridos en centrales nucleares de generación en el año 1990. Posteriormente, se amplió y adaptó para poder ser aplicada a toda instalación asociada a la industria nuclear civil. En 2006 sufrió una nueva adaptación pasando a ser aplicada a todo suceso asociado con el transporte, almacenamiento y uso de fuentes y materiales radiactivos. Finalmente, se volvió a adaptar en 2008 para llegar a su versión actual que se explicará con mayor detenimiento a continuación.

Tras esta última adaptación la escala INES indica la importancia de los sucesos derivados de una amplia gama de actividades, que abarcan el uso industrial y médico de fuentes de radiación, la explotación de instalaciones nucleares y el transporte de materiales radiactivos.

Como se puede ver en la figura A.1. esta escala clasifica los sucesos según siete niveles, cada ascenso de nivel en la escala indica que la gravedad del suceso ha aumentado diez veces. Estos niveles se agrupan a su vez entre incidentes, del 1 al 3, y accidentes, del 4 al 7. También existe el llamado nivel 0 en el cual se incluyen sucesos que no implican importancia desde el punto de vista de seguridad, son las llamadas desviaciones.

Imagen 24. Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos (INES). Fuente: CSN.

A continuación, se muestra detalladamente los niveles de la INES incluyendo las

ANEXO A: INES


implicaciones relacionadas con las personas y el medio ambiente, las barreras y los controles radiológicos y la defensa en profundidad.

Nivel 1. Anomalía:

• Sobreexposición de una persona del público por encima de los límites anuales reglamentarios

• Problemas menores en componentes de seguridad con importantes medidas de defensa en profundidad pendientes de aplicación.

• Pérdida o robo de fuentes radiactivas, de dispositivos o de embalaje para el transporte de actividad baja.

Nivel 2. Incidente:

• Exposición de una persona del público por encima de 10 mSv. • Exposición de un trabajador por encima de los límites anuales reglamentarios. • Niveles de radiación superiores a 50 mSv/h en una zona de operación. • Contaminación importante dentro de una instalación en una zona no prevista en

el diseño. • Fallos importantes en las disposiciones de seguridad, aunque sin consecuencias

reales. • Hallazgo de una fuente sellada huérfana, de un dispositivo o de un embalaje para

el transporte de radiactividad alta, con indicación de las disposiciones de seguridad, sin que haya habido menoscabo.

• Embalaje inadecuado de una fuente sellada de radiactividad alta.

Nivel 3. Incidente importante:

• Exposición diez veces superior al límite anual establecido para la exposición de los trabajadores.

• Efecto no letal de la radiación en la salud (por ejemplo, quemaduras). • Tasas de exposición superiores a 1 Sv/h en una zona de operación. • Contaminación grave en una zona no prevista en el diseño, con escasa

probabilidad de exposición importante del público. • Cuasi accidente en una central nucleoeléctrica sin disposiciones de seguridad

pendientes de aplicación. • Pérdida o robo de fuentes selladas de radiactividad alta. • Entrega equivocada de fuentes selladas de radiactividad alta, sin que existan

procedimientos adecuados para manipularlas.

Nivel 4. Accidente con consecuencias de alcance loca:

• Liberación menor de materiales radiactivos, con escasa probabilidad de tener que aplicar las contramedidas previstas, salvo los controles locales de alimentos.

• Al menos una defunción por radiación. • Fusión de combustible o daño al combustible, que provoca una liberación superior

al 0,1% del inventario del núcleo. • Liberación de cantidades considerables de materiales radiactivos dentro de una

instalación, con alta probabilidad de importante exposición del público.



Nivel 5. Accidente con consecuencias de mayor alcance:

• Liberación limitada de materiales radiactivos, que probablemente requiere la aplicación de algunas de las contramedidas previstas.

• Varias defunciones por radiación. • Daños graves en el núcleo del reactor. • Liberación de grandes cantidades de materiales radiactivos dentro de una

instalación, con alta probabilidad de exposición del público; provocada posiblemente por un incendio o un accidente de criticidad grave.

Nivel 6. Accidente importante:

• Liberación importante de materiales radiactivos, que probablemente requiere la aplicación de las contramedidas previstas.

Nivel 7: Accidente grave:

• Liberación grave de materiales radiactivos con amplios efectos en la salud y el medio ambiente, que requiere la aplicacióny prolongación de las contramedidas previstas.

La clasificación anterior se emplea en el caso de que se produzca algún tipo de liberación de radiación. En caso de no producirse, el suceso se clasifica de acuerdo con la gravedad que tiene éste para la degradación de la defensa en profundidad. Existen dos opciones: que el suceso se produzca sin iniciador (Tabla 12) o con iniciador22 (Tabla 13).

Estas tablas de doble entrada se emplean de la siguiente manera:

1. Entrar en las columnas con la frecuencia del suceso: (1) Alta/Esperada, (2) Media/Posible o (3) Baja/Improbable.

2. Entrar en las filas con la disponibilidad de los sistemas de seguridad para mitigar el accidente: (A) Total, (B) Dentro de los límites y condiciones Operacionales, (C) Suficiente o (D) Insuficiente.

3. Obtener la clasificación en la intersección: 0, 1, 2 3 o 3+(con agravante)

22 Como puede ser el disparo del reactor.

ANEXO A: INES


Tabla 12. Criterios de clasificación de la gravedad para la degradación de la defensa en profundidad SIN INICIADOR real. Fuente: Escala INES. Apuntes Carolina Ahnert.

Tabla 13. Criterios de clasificación de la gravedad para la degradación de la defensa en profundidad CON INICIADOR real. Fuente: Escala INES. Apuntes Carolina Ahnert.



ANEXO B: PROCEDIMIENTO DE OPERACIÓN DE EMERGENCIA (POE)

Todas las acciones humanas que se llevan a cabo durante el funcionamiento de las centrales nucleares se hacen siguiendo los llamados procedimientos de operación. Estas acciones mencionadas pueden ser motivadas por diversos motivos como pueden ser cambiar el estado operativo de la central, recuperarlo tras un transitorio o bien responder ante incidentes o accidentes.

Ante la variedad de causas por las que se ve motivada la intervención humana deben existir tantas categorías de procedimientos operacionales como estados de operación. Estos quedan representados en el siguiente esquema:

Imagen 25. Relación entre estados de operación de la central y procedimientos. Fuente: SNE.

De acuerdo con la clasificación de la figura se muestra a continuación una breve explicación de los distintos procedimientos, centrando la atención en los Procedimientos de Operación de Emergencia ya que han sido los empleados en el presente trabajo.

• Procedimientos de Operación Normal: desarrollados para asegurar que la planta opera dentro de los límites y condiciones de operación. Deben suministrar instrucciones para la operación segura en todos los modos de operación normal. Tipos:

o Procedimientos de operación general. o Procedimientos de operación de sistemas. o Procedimiento de pruebas de vigilancia. o Otros procedimientos: manejo de combustible o procedimientos

administrativos, entre otros.

• Procedimientos de operación anormal: desarrollados para responder de forma correcta ante desviaciones de los límites de estado estacionario, asegurando que los parámetros de planta se mantienen dentro de los límites aceptados durante los transitorios operacionales esperados en los que no se produce la actuación del sistema de protección o de salvaguardias. Tipos:

ANEXO B: PROCEDIMIENTO DE OPERACIÓN DE EMERGENCIA


o Procedimientos de respuesta a alarmas. o Procedimientos de operación de fallo.

• Procedimientos de operación de emergencia: desarrollados para proporcionar

instrucciones de recuperación que hacen frente a sucesos en que se produce la actuación del sistema de protección del reactor o de salvaguardias. Dentro de estas situaciones quedan incluidos los accidentes base de diseño (LOCA) y los accidentes que sin producir degradación en el núcleo van más allá de las bases establecidas para el diseño. Tipos:

o Procedimientos de recuperación óptima: acciones para el diagnóstico del suceso y la recuperación tras el mismo. Con la ejecución de estas acciones se lleva a la central a estado de operación normal o bien a un estado de seguridad garantizada. Los sucesos iniciadores que dan paso a este tipo de Procedimientos son principalmente fallos de sistemas o bien accidentes postulados.

o Árboles de estado de funciones críticas de seguridad: se trata de seis Árboles de Estado y se basan en síntomas, los cuales deben vigilarse con extrema precaución.

o Procedimientos de recuperación de funciones: información que permite actuar frente a las amenazas para las Funciones Críticas de Seguridad. Tras las acciones pertinentes se deben recuperar estas funciones independientemente del suceso iniciador del incidente o accidente.

Es importante hacer un apunte sobre los Procedimientos de Recuperación Óptima y los de Recuperación de Funciones, ambos están redactados con un formato de dos columnas. Estas dos columnas marcan las acciones a seguir dependiendo de las respuestas obtenidas. De este modo, en la primera columna se dan instrucciones a seguir por el operador, sin embargo, la segunda contiene las acciones de contingencia en caso de no cumplirse la condición, suceso o tarea que aparece en la primera. Estos procedimientos también pueden ser redactados en forma de diagrama de flujo empleando la simbología de árbol de decisiones para facilitar el desarrollo de las acciones por parte de los operadores.



ANEXO C: SEGUIMIENTO DEL POE. MALFUNCIÓN 1: DISPARO BOMBA DE CONDENSADO A.

En este apartado se hace un seguimiento de las actuaciones que se llevarían a cabo por el operador en la propia central en el caso de producirse el disparo de la bomba de condensado A o por defecto la B, siguiendo el POE23.

Para llevar a cabo un mejor seguimiento del POE se utiliza un código de colores que se describe en la Tabla 12:

Color Significado Azul Respuesta no obtenida Rojo Condición no cumplida

Naranja Ejecución física en la central Verde Condición cumplida

Tabla 14. Elección de colores para el seguimiento del POE. Fuente: Propia.

POE E-0 DISPARO DEL REACTOR Y/O INYECCIÓN DE SEGURIDAD

1. Verificar Disparo del Reactor: a. Luces indicadoras de barra a fondo- ENCENDIDAS b. Interruptores de disparo del reactor- ABIERTOS c. Flujo neutrónico- DISMINUYENDO

2. Verificar Disparo de la Turbina: a. Las dos válvulas de parada de la turbina- CERRADAS

3. Verificar Alimentación de Barras de Emergencia de Corriente Alterna (C.A.): a. Barras de emergencia de corriente alterna (c.a.)- AL MENOS UNA

ENERGIZADA b. Barras de emergencia de corriente alterna (c.a.)- TODAS

ENERGIZADAS c. Pasar al paso 4

4. Comprobar si la Inyección de Seguridad (IS) está Actuada: a. Alarma de Inyección de Seguridad (IS) - ENCENDIDA – O BIEN

Bombas de Inyección de Seguridad (IS) – AL MENOS UNA EN FUNCIONAMIENTO – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – a. Comprobar la necesidad de la Inyección de Seguridad (IS) si se cumple

cualquiera de las siguientes condiciones: • Presión presionador- INFERIOR A 118.5 kg/cm2 (2/3) – O

BIEN • Cualquiera de las siguientes indicaciones:


ANEXO C: SEGUIMIENOT DEL POE. MALFUNCIÓN 1


• Alarma de alta presión contención – ENCENDIDA (P-4, anunciador ANN-2). – O BIEN

• Presión en el recinto de contención (RC) – SUPERIOR A 0.149 kg/cm2 (2/3).

SI NO, pasar a POE-ES-0.1, RESPUESTA ANTE UN DISPARO DEL REACTOR, Paso 1.

POE ES-0.1 RESPUESTA ANTE UN DISPARO DEL REACTOR

1. Comprobar Temperaturas del Sistema de Refrigerante del Reactor (RCS): a. Si la bomba de refrigerante del reactor (RCP) está en

FUNCIONAMIENTO comprobar temperatura media del sistema ESTABLE A 275ºC o con TENDENCIA HACIA ESE VALOR (TI-416/417/418) (TRA-416) – O BIEN

b. Si la bomba del refrigerante del reactor (RCP) está PARADA comprobar temperatura de rama fría del sistema del refrigerante del reactor (RCS) ESTABLE A 275ºC o con TENDENCIA HACIA ESE VALOR (TI-450/460) (VR-5 (TR-460))

2. Verificar Inserción Total de Todas las Barras de Control: 3. Comprobar Control de Presión del Presionador:

a. Presión – SUPERIOR A 118.5 kg/cm2 (PR-400/401/402) b. Presión – ESTABLE A 140 kg/cm2 o CON TENDENCIA HACIA ESE

VALOR 4. Comprobar Control de Nivel del Presionador:

a. Nivel – SUPERIOR AL 12% (LI-461/462) (VR-5 (LR-462)) b. Arrancar las dos bombas de carga y fijar LIC-403D en AUTO-LOCAL

AL 30%. c. Verificar carga y descarga – EN SERVICIO d. Nivel – CON TENDENCIA HACIA EL 30%

5. Comprobar Estado del Agua de Alimentación: a. Comprobar temperatura media del sistema del refrigerante del reactor

(RCS) – INERIOR A 280ºC (TI-416/417/418) b. Verificar válvula de control de caudal de agua de alimentación principal

FW – CERRADA AL MÍNIMO (LCV-1947) c. Bombas de agua de alimentación (FW) – AL MENOS UNA EN

FUNCIONAMIENTO d. Bombas de agua de alimentación (FW) – SOLO UNA EN

FUNCIONAMIENTO –Pasar a la segunda columna por no cumplimiento– d. Parar una bomba de agua de alimentación (FW). – PARADA

e. Controlar caudal de alimentación principal a generador de vapor (GV) – SUPERIOR A 25 m3/h –Pasar a la segunda columna por no cumplimiento– d. Parar una bomba de agua de alimentación (FW). – PARADA e. Establecer caudal de alimentación principal a generador de vapor (GV)

– SUPERIOR A 25 m3/h



• Motobombas agua alimentación auxiliar (AFW) por alimentación superior. – SÍ – O BIEN

• Turbobomba de emergencia por alimentación superior. –Pasar a la segunda columna por no cumplimiento– e. Establecer caudal de alimentación al generador de vapor (GV) según sea

necesario: • Motobombas agua alimentación auxiliar (AFW) por

alimentación superior. – O BIEN

• Turbobomba de emergencia por alimentación superior.

PRECAUCIÓN

6. Comprobar Nivel del Generador de Vapor (GV): a. Nivel rango estrecho – SUPERIOR A -95 cm (LI-1948 A/B) (VR-2 (LR-

1948B)) –Pasar a la segunda columna por no cumplimiento– a. Mantener caudal total de alimentación por encima de 25 hasta que el

nivel de rango estrecho del generador de vapor (GV) sea superior a -95 cm – SI

b. Si el nivel de rango estrecho del generador de vapor (GV) sigue aumentando, interrumpir la alimentación al generador de vapor (GV). – NO

7. Verificar Todas las Barras de Corriente Alterna (CA) – ALIMENTADAS POR ENERGÍA ELÉCTRICA EXTERIOR

8. N.A. 9. Comprobar Estado de la Bomba del Refrigerante del Reactor (RCO) – EN

FUNCIONAMIENTO 10. Comprobar Necesidad de Seleccionar Detectores del Rango Extendido de Fuente:

a. Comprobar flujo del rango extendido intermedio – INFERIOR A 10-5 % cups (NLI-21/22/23/24)

b. Verificar detectores del rango extendido de fuente – EN ESCALA Ø < 10-5 % cps (NLI-11/12/13/14)

c. Pasar el registrador de flujo nuclear a la escala del rango de fuente – FÍSICAMENTE

d. Poner en servicio el contador acústico – FÍSICAMENTE 11. Mantener Condiciones Estables para la Central:

a. Presión del presionador – A 140 kg/cm2 (PR-400/401/402) b. Nivel del presionador – A 30% (LI-461/462) (VR-5 (LR-462)) c. Nivel de rango estrecho del generador de vapor (GV) – ENTRE -95 cm y

+20 cm (LI-1948 A/B) (VR-2 (LR-1948B)) d. Temperaturas del sistema del refrigerante del reactor (RCS) – A 275ºC

Con RCP: (TI-416/417/418) (TRA-416) Sin RCP: (TI-450/460) (VR-5

ANEXO C: SEGUIMIENOT DEL POE. MALFUNCIÓN 1


(TR-460)) 12. Parar Equipos No Necesarios de la Central:

a. Verificar velocidad de la turbina – DISMINUYENDO b. Verificar arranque bomba auxiliar aceite a 0.63 kg/cm2 de presión aceite

de turbina c. Controlar presión vapor a cierres – EN 0.21 kg/cm2 (PI-1675) d. Poner la turbina en vibrador cuando se pare el eje de turbina –

FÍSICAMENTE 13. Determinación si se Requiere el Enfriamiento por Circulación Natural:

a. Bomba del refrigerante del reactor (RCP) –PARADA –Pasar a la segunda columna por no cumplimiento–

a. Pasar al paso 13.d d. Pasar al procedimiento apropiado de la Central:

• G-6, RECUPERACIÓN DE LA CENTRAL DESPUÉS DE UN DISPARO O BIEN –

• G-1, ARRANQUE DE LA CENTRAL DESDE PARADA FRÍA HASTA PUESTA EN MARCHA O BIEN –

• G-5, ENFRIAMIENTO DE LA CENTRAL DESDE PUESTA EN MARCHA HASTA PARADA DE RECARGA



ANEXO D: SEGUIMIENTO DEL POE. MALFUNCIÓN 2: ROTURA NO AISLABLE DE AGUA DE ALIMENTACIÓN

En este apartado se hace un seguimiento de las actuaciones que se llevarían a cabo por el operador en la propia central en el caso de producirse rotura no aislable de agua de alimentación, siguiendo el POE24. Se emplea en este anexo el mismo código de colores que en el anterior, en la Tabla 12.


1. Verificar Disparo del Reactor: b. Luces indicadoras de barra a fondo- ENCENDIDAS c. Interruptores de disparo del reactor- ABIERTOS d. Flujo neutrónico- DISMINUYENDO





4. Comprobar si la Inyección de Seguridad (IS) está Actuada: a. Alarma de Inyección de Seguridad (IS) – ENCENDIDA

– O BIEN Bombas de Inyección de Seguridad (IS) – AL MENOS UNA EN FUNCIONAMIENTO – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – b. Comprobar la necesidad de la Inyección de Seguridad (IS) si se cumple

cualquiera de las siguientes condiciones: • Presión presionador- INFERIOR A 118.5 kg/cm2 (2/3) – O

BIEN • Cualquiera de las siguientes indicaciones:

• Alarma de alta presión contención – ENCENDIDA (P-4, anunciador ANN-2). – O BIEN

• Presión en el recinto de contención (RC) – SUPERIOR A 0.149 kg/cm2 (2/3).

SI NO, pasar a POE-ES-0.1, RESPUESTA ANTE UN DISPARO DEL REACTOR, Paso 1.

POE ES-0.1 RESPUESTA ANTE UN DISPARO DEL REACTOR


ANEXO D: SEGUIMIENOT DEL POE. MALFUNCIÓN 2


1. Comprobar Temperaturas del Sistema de Refrigerante del Reactor (RCS): a. Si la bomba de refrigerante del reactor (RCP) está en

FUNCIONAMIENTO comprobar temperatura media del sistema ESTABLE A 275ºC o con TENDENCIA HACIA ESE VALOR (TI-416/417/418) (TRA-416) – O BIEN

b. Si la bomba del refrigerante del reactor (RCP) está PARADA comprobar temperatura de rama fría del sistema del refrigerante del reactor (RCS) ESTABLE A 275ºC o con TENDENCIA HACIA ESE VALOR (TI-450/460) (VR-5 (TR-460))

2. Verificar Inserción Total de Todas las Barras de Control:

Salta la alarma “INYECCIÓN DE SEGURIDAD”. Las precauciones del POE ES-0.1 indican que en caso de que el sistema de inyección de seguridad entre en funcionamiento se debe pasar de nuevo al POE E-0.


1. Verificar Disparo del Reactor: a. Luces indicadoras de barra a fondo- ENCENDIDAS b. Interruptores de disparo del reactor- ABIERTOS c. Flujo neutrónico- DISMINUYENDO





4. Comprobar si la Inyección de Seguridad (IS) está Actuada: a. Alarma de Inyección de Seguridad (IS) – ENCENDIDA

– O BIEN Bombas de Inyección de Seguridad (IS) – AL MENOS UNA EN FUNCIONAMIENTO

5. Comprobar Ausencia de Rotura de Tubos en el Generador de Vapor (GV): • Nivel de la radiación normal en eyector del condenador (R-015)–

NORMAL • Nivel de radiación de la purga (BD) del generador de vapor (GV) (R-016)

– NORMAL 6. Verificar Bombas del Sistema de Refrigeración de Componentes (CCW) – EN

FUNCIONAMIENTO 7. Comprobar Necesidad de Aislamiento de Agua de Alimentación (FW), Disparo

Bombas de Condensado (CD) y Agua de Alimentación (FW) y Verificar Aislamiento Purga (BD) del Generador de Vapor (GV):

a. Temperatura media del refrigerante del reactor (RCS) – INFERIOR A 280ºC

b. Válvula de agua de alimentación principal (FW) – CERRADA c. Bombas de agua de alimentación (FW) – AL MENOS UNA EN

FUNCIONAMIENTO



d. Bombas de agua de alimentación principal (FW) – SÓLO UNA EN FUNCIONAMIENTO – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – d. Parar bomba de agua de alimentación auxiliar (FW) – SÍ

e. Vigilar: • Nivel rango estrecho generador de vapor (GV) – INFERIOR A

+64cm • Presión recinto de contención (RC) – INFERIOR A 0.149 kg/cm2

f. Válvulas de aislamiento de la purga (BD) – CERRADAS 8. Verificar Motobombas de Agua de Alimentación Auxiliar (AFW) – EN

FUNCIONAMIENTO 9. Comprobar Alineamiento del Agua de Alimentación al Generador de Vapor

(GV): a. Nivel de rango ancho del generador de vapor (GV) – INFERIOR A -540

cm – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento –

a. Continuar al paso 9f. SI el nivel de rango ancho del generador de vapor (GV) disminuye a -540 cm, realizar Pasos 9b, c y d.

f. Trenes de condensado (CD)/alimentación (FW) – DOS EN FUNCIONAMIENTO g. Parar un tren de condensado (CD)/alimentación (FW) – SI h. Trenes de condensado (CD)/alimentación (FW) – AL MENOS UNO EN FUNCIONAMIENTO i. Realizar lo siguiente:

1. Cerrar manualmente la válvula de aislamiento de agua de alimentación (FW) (YCV-3683) – CERRADA

2. Abrir manualmente válvula control de caudal de agua de alimentación (FW) – (LCV-1947) – ABIERTA AL MÁXIMO

3. Controlar manualmente caudal generador de vapor (GV) (HCV-4002) 10. Verificar Bombas de Inyección de Seguridad (IS) – EN FUNCIONAMIENTO 11. Verificar Alineamiento Correcto de las Válvulas de Inyección de Seguridad (IS)

– ALINEAMIENTO DE EMERGENCIA CORRECTO, INYECTANDO • Descarga bombas SI-P-1A/1B (HCV-931/932) – ABIERTAS • Aislamiento IS (YCV-1115A/B/C/D) – ABIERTAS • Descarga acumulador (YCV-8800) – ABIERTA • Aporte N2 acumulador (YCV-8850) – CERRADA

12. Verificar Alimentación Eléctrica de Emergencia: a. Interruptores de la Central Hidráulica de Zorita – ABIERTOS b. Generador diésel (GD) – EN FUNCIONAMIENTO

13. Verificar Bombas de Servicios Esenciales (ESW) y Bomba de Protección Contraincendios en Funcionamiento:

a. Bombas de servicios esenciales (ESW) – EN FUNCIONAMIENTO b. Válvulas de aislamiento – CERRADAS c. Válvulas de ducha cúpula – ABIERTAS d. Bomba de protección contraincendios (CW-P-3) – EN

FUNCIONAMIENTO 14. Verificar Refrigeración del Recinto de Contención (RC) – FUNCIONANDO EN

MODO EMERGENCIA: a. Ventiladores (VA-7A/B) – EN FUNCIONAMIENTO



b. Válvulas descarga ventiladores – ABIERTAS c. Válvulas aislamiento baterías refrigeración – ABIERTAS d. Válvulas descarga unidades de filtración – ABIERTAS

15. Verificar Aislamiento del Recinto de Contención (RC), Fase A: a. Actuar manualmente pulsadores de Fase A:

• TREN A: (PB/P1A) • TREN B: (PB/P1B)

b. Verificar lo siguiente: • Válvula aislamiento recirculación ácido bórico – CERRADA • Válvulas panel 2P-3 – CERRADAS EXCEPCIONES

(PCV-3000G/H) – ABIERTAS (V-3000X/Y) – ABIERTAS

• Ventiladores extractores del recinto de contención (RC) – PARADOS

• Toma de muestras post-accidente – AISLADAS 16. Verificar Aislamiento de Sala de Control y Filtración Funcionando:

a. Ventilación sala de control – AISLADA • Válvulas de entrada de aire fresco – CERRADAS • Válvulas extracción cocina y aseo – CERRADAS

b. Unidades filtración sala de control – UNA EN FUNCIONAMIENTO c. Poner manetas

(HS-3104) – MODO INYECCIÓN (HS-3105) – MODO INYECCIÓN

d. Verificar presión sala de control – SUPERIOR A 3.175 mm c.a. 17. Verificar Filtración del Edificio Auxiliar, Ventilación de Áreas de Bombas y del

Edificio Auxiliar – FUNCIONANDO EN MODO DE EMERGENCIA: a. Unidades de filtración del edificio auxiliar – LAS DOS EN

FUNCIONAMIENTO b. Ventiladores bombas AFW (VA-131 A/B) – EN FUNCIONAMIENTO c. Ventiladores bombas IS (VA-130 A/B) – EN FUNCIONAMIENTO d. Ventiladores bombas CCW (VA-132 A/B) – EN FUNCIONAMIENTO e. Ventilación del edificio auxiliar – AISLAMIENTO EN MODO DE

EMERGENCIA: • (VA-32/30) – PARADOS • (VA-34) – PARADO • (VA-42/35/28) – PARADOS • Válvulas aislamiento área – CERRADAS

18. Verificar Aislamiento de Vapor Principal: a. Verificar válvula de aislamiento de vapor principal – CERRADA

19. Verificar Necesidad de Aislamiento Fase B: a. Presión del recinto de contención (RC) – HA SIDO SUPERIOR A 0.599

– Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – a. Continuar con Paso 20. SI la presión aumenta a 0.599 kg/cm2, realizar el paso 19b.

20. Verificar Caudal de Agua de Alimentación – SUPERIOR A 25 m3/h 21. Verificar Caudal de Inyección de Seguridad (IS):



a. Presión del sistema del refrigerante del reactor (RCS) – INFERIOR A 105 kg/cm2

b. Indicadores de caudal de las bombas de inyección de seguridad (IS) – COMPROBAR CAUDAL

22. Comprobar Refrigeración Cierres y Cojinetes de la Bomba del Refrigerante del Reactor (RCP):

a. Caudal de agua de componentes (CCW) a la bomba del refrigerante del reactor (RCP) – NORMAL

• Alarma bajo caudal agua refrigeración bomba principal – ACLARADA

• Alarma alta temperatura agua refrigeración bomba principal – ACLARADA

• Alarma alta temperatura cojinetes bomba principal – ACLARADA

23. Comprobar Temperaturas del Sistema del Refrigerante del Reactor (RCS) • SI LA BOMBA DEL REFRIGERANTE DEL REACTOR (RCP)

ESTÁ EN FUNCIONAMIENTO COMPROBAR TEMPERATURA MEDIA DEL SISTEMA DEL REFRIGERANTE DEL REACTOR (RCS) ESTABLE A 275ºC O CON TENDENCIA HACIA ESTE VALOR – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – • SI la temperatura es inferior a 275ºC y sigue disminuyendo:

a. Interrumpir alivio de vapor. SI continúa el enfriamiento, controlar el caudal de agua de alimentación, manteniéndolo a un valor superior a 25 m3/h hasta que el nivel de rango estrecho del generador de vapor (GV) sea superior a -95 cm [-10 cm]. – IMPOSIBLE

b. SI continúa el enfriamiento, arrancar bomba de vacío del condensador MS-P-10, comprobar su correcto funcionamiento y cerrar localmente la válvula de aislamiento de vapor a eyector. – NO ESTÁ DISPONIBLE EL SISTEMA DE AGUA DE ALIMENTACIÓN PRINCIPAL

24. Comprobar Válvulas de Alivio y de la Ducha del Presionado: a. Válvulas de alivio del presionador – CERRADAS b. Válvula de la ducha normal del presionador – CERRADA c. Válvula de la ducha auxiliar del presionador – CERRADA

25. Comprobar la Necesidad de Parar la Bomba de Refrigerante del Reactor (RCP): a. Bombas de inyección de seguridad (IS) – AL MENOS UNA EN

FUNCIONAMIENTO CON CAPACIDAD DE INYECTAR AL RCS b. Subenfriamiento del sistema del refrigerante del reactor (RCS) basado en

termopares (TC) de salida del núcleo – INFERIOR A 0ºC – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – b. Pasar a Paso 26.

26. Comprobar Ausencia de Rotura de Tubos en el Generador de Vapor (GV): • Nivel de radiación en eyector del condensador – NORMAL • Nivel de radiación de la purga (BD) del generador de vapor (GV)

– NORMAL • Nivel de radiación en la línea de vapor principal – NORMAL

27. Comprobar Ausencia de Fallos en el Generador de Vapor (GV):



a. Comprobar la presión del generador de vapor (GV): • NO BAJA DE MANERA INCONTROLADA LA PRESIÓN DEL

GENERADOR DE VAPOR (GV) – NO Pasar a POE-E-2, PÉRDIDA DE REFRIGERANTE SECUNDARIO, Paso 1.

POE-E-2, PÉRDIDA DE REFRIGERANTE SECUNDARIO

1. Comprobar Alineamiento de Válvulas de Agua de Alimentación Auxiliar (AFW) y Barrera de Presión Secundaria:

a. Verificar motobombas de agua de alimentación auxiliar (AFW) – AL MENOS UNA EN FUNCIONAMIENTO

b. Comprobar alineamiento agua de alimentación auxiliar (AFW): • (PCV-1304AR/BR) – EN MANUAL • (V-6818) – ABIERTA • (V-6819) – CERRADA

c. Controlar caudal de agua de alimentación auxiliar (AFW) – SUPERIOR A 25 m3/h.

d. Poner selector de turbobomba de emergencia – EN PARADA e. Comprobar bombas de condensado (CD) y alimentación (FW) –

PARADAS – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – e. Parar manualmente – SÍ f. Comprobar las siguientes válvulas – CERRADAS g. Romper localmente vacío del condensador: (8024) – ABIERTA h. Cerrar localmente la válvula de aislamiento de vapor a cierres y eyector

(1864) – CERRADA 2. Controlar Caudal de Alimentación Auxiliar (AFW) para Minimizar Enfriamiento

del Sistema del Refrigerante del Reactor (RCS): a. Comprobar ritmo de enfriamiento en rama fría del sistema del refrigerante

del reactor (RCS) – INFERIOR A 55.5ºC/hora – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – a. Reducir caudal de alimentación auxiliar (AFW) al generador de vapor

(GV) a 10 m3/h. Pasar a paso 2c. c. Comprobar temperatura de rama caliente del sistema del refrigerante del

reactor (RCS) – ESTABLE O DISMINUYENDO 3. Comprobar Necesidad de Parar la Bomba del Refrigerante del Reactor (RCP):

a. Bombas de inyección de seguridad (IS) – AL MENOS UNA EN FUNCIONAMIENTO CON CAPACIDAD DE INYECTAR AL RCS

b. Subenfriamiento del sistema del refrigerante del reactor (RCS) basado en termopares (TC) de salida del núcleo – INFERIOR A 0ºC – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – b. Pasar a Paso 4.

4. Vigilar Nivel del Tanque de Agua Desmineralizada (DW-1) – SUPERIOR AL 62%

5. Comprobar Válvulas de Alivio y Válvulas de Aislamiento Motorizadas del Presionador:

a. Energía eléctrica para las válvulas de aislamiento motorizadas – DISPONIBLE

b. Válvulas de alivio – CERRADAS



c. Válvulas de aislamiento motorizadas – AL MENOS UNA ABIERTA 6. Rearmar la Inyección de Seguridad (IS):

• Tren A: (PB/RSI-A) • Tren B: (PB/RSI-B)

7. Rearmar Fases A y B de Aislamiento del Recinto de Contención (RC): • Fase A: (PB/RP2A, PB/RP2B) • Fase B: (PB/RP4A, PB/RP4B)

8. Comprobar Necesidad de Finalizar la Ducha de la Cúpula del Recinto de Contención (RC):

a. Presión del recinto de contención (RC) – INFERIOR A 0.05 kg/cm2 b. Cerrar manualmente válvulas de ducha de la cúpula del recinto de

contención (RC): (YCV-5650/5657) – CERRADAS 9. Comprobar Radiación del Secundario:

a. Abrir válvulas aislamiento purga del generador de vapor (BD) • (YCV-6814 A/B) – ABIERTAS • (LCV-4017) – ABIERTA

b. Tomar muestras periódicas de la actividad del generador de vapor (GV) c. Cerrar válvulas aislamiento purga del generador de vapor (BD)

• (YCV-6814 A/B) – CERRADAS • (LCV-4017) – CERRADA

d. Radiación del secundario: • Muestras del secundario – NORMAL • Eyector del condensador– INFERIOR A 25 kcpm • Purga del generador de vapor (BD) – INFERIOR A 10 kcpm • Línea de vapor principal – NORMAL • Medida local de radiación en líneas de vapor y toma de muestras –

NORMAL 10. Comprobar Si Se Requiere el Enfriamiento y la Disminución de Presión del

Sistema del Refrigerante del Reactor (RCS): a.

• Bombas de inyección de seguridad (IS) – AL MENOS UNA EN FUNCIONAMIENTO

• Válvula de descarga de la bomba de inyección de seguridad (IS) en funcionamiento – ESTRANGULADA O ABIERTA

b. Presión del sistema de refrigerante del reactor (RCS) – SUPERIOR A 20 kg/cm2

11. Comprobar que No se Requiere el Cambio a Recirculación a Rama Fría: a. Nivel del tanque de almacenamiento de agua de recarga (SI-T-1) –

SUPERIOR AL 9% b. Nivel del tanque de almacenamiento de agua de recarga (SI-T-1) –

SUPERIOR AL 44% 12. Establecer Operación Normal de Aire de Instrumentos en el Recinto de

Contención (RC): a. Comprobar compresor de aire de instrumentos – AL MENOS UNO EN

FUNCIONAMIENTO b. Abrir válvula de aire de instrumentos al recinto de contención (RC) (YCV-

10001) – ABIERTA c. Abrir válvula de votación normal (YCV-8103) – ABIERTA d. Comprobar presión en juntas de esclusas principal y de emergencia:



• SUPERIOR A 4.4 kg/cm2 (PI-5200/5201/5202/5203) • Ausencia de luces monitoras de la vigilancia de las esclusas del P-

9 13. Comprobar Necesidad de Aislar Acumulador de Inyección de Seguridad (IS):

a. Presión del sistema del refrigerante del reactor – INFERIOR A 16 kg/cm2 – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – a. Pasar a Paso 14.

14. Comprobar Suministro Eléctrico a las Bombas de Carga – SUMINISTRO ELECTRICO EXTERIOR DISPONIBLE

15. Comprobar Existencia de Caudal de Carga: a. Bombas de carga – AL MENOS UNA EN FUNCIONAMIENTO b. Comprobar caudal de carga: (FR-114) – INDICANDO

16. Comprobar Necesidad de Finalizar Caudal de Inyección de Seguridad (IS): • Bombas de inyección de seguridad (IS) – AL MENOS UNA EN

FUNCIONAMIENTO • Válvula de descarga de la bomba de inyección de seguridad (IS)

en funcionamiento – ABIERTA a. Subenfriamiento del sistema del refrigerante del reactor (RCS) basado en

termopares (TC) de salida del núcleo – SUPERIOR A 0ºC b. Presión del sistema del refrigerante del reactor (RCS):

1) Presión – ESTABLE O AUMENTANDO 2) Presión – SUPERIOR A 105 kg/cm2 – Pasar a la segunda columna por no cumplimiento – 2) Volver al paso 2. OBSERVAR PRECAUCION Y NOTAS PREVIAS A PASO 2.

NO SE REALIZA PORQUE SE DIAGNOSTICA ROTURA NO AISLABLE CONTROLANDO PRESION, NIVEL DEL PRESIONADOR Y RITMO DE ENFRIAMIENTO CON OBJETIVO DE LLEVAR LA PLANTA A PARADA FRIA:

• Temperatura inferior a 93ºC con un enfriamiento inferior a 55,5 ºC/hora.

• Presión inferior a 24 kg/cm2. • Nivel en el presionador superior al 12%.

PONER EN SERVICIO EL SISTEMA DE EVACUACION DE CALOR RESIDUAL (RHR)

NOTA: Se pone en funcionamiento cuando después de una parada se alcanza una T de 177ºC y 28 kg/cm2 para que entre en funcionamiento el sistema de evacuación del calor residual.

trabajo de prÁcticas - oa.upm.esoa.upm.es/49216/1/tfg_marta_berrios_torres.pdf · • eol o final...

Documents